Раздел #3 ОХРАНА ТРУДА И ТБ В ОТДЕЛЕНИЯХ ЛУЧЕВОЙ ДИАГНОСТИКИ

РАЗДЕЛ 3

ОХРАНА ТРУДА И ТЕХНИКА БЕЗОПАСНОСТИ В ОТДЕЛЕНИЯХ ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ

Общие вопросы радиационной безопасности

Радиационная гигиена – это самостоятельная медицинская профилактическая наука, изучающая условия, виды и последствия воздействия источников ионизирующих излучений на организм и разрабатывающая меры радиационной безопасности и защиты окружающей среды, направленные на охрану здоровья человека.

Радиационная гигиена делится на радиационную гигиену труда, изучающую условия труда и разрабатывающую мероприятия по радиационной защите при работе на предприятиях и в учреждениях, в том числе медицинских, с источниками ионизирующих излучений, а также коммунальную радиационную гигиену, которая рассматривает все вопросы радиационной безопасности населения.

Основные закономерности действия ионизирующих излучений на организм человека

Среди главных закономерностей можно выделить следующие:

1. Все ионизирующие излучения приводят к ионизации биосубстрата любого состава, т.е. все органы, системы и ткани в той или иной степени подвержены разрушающему действию ионизирующего излучения.

2. Отмечается выраженное несоответствие между малой энергией поглощенной субстратом дозы и ее патогенным действием. Так, известно, что 6000 мЗв при остром воздействии является смертельной дозой. Вместе с тем энергии этой дозы хватит лишь для нагрева 1 см3 биологической ткани на 0,002°С. Этот пример свидетельствует о том, что характеристики поглощенной дозы только с точки зрения ее энергии недостаточно для понимания развития патологических процессов в организме.

3. При большом повреждающем эффекте высоких доз ионизирующего излучения наблюдается незначительное число первично ионизированных молекул. Так, доза 6000 мЗв ионизирует в организме человека всего лишь 0,0001 часть всех молекул.

4. Важным аспектом характеристики биологического действия ионизирующего излучения на организм является отсутствие у человека органов чувств, способных реагировать на воздействие этой энергии. Человек субъективно органолептически не способен оценить ни время, ни характер, ни степень воздействия ионизирующего излучения, что с учетом конечного выраженного повреждающего действия делает этот вид излучения крайне опасным. Механизм развития лучевых поражений организма. В зависимости от характера и локализации проявлений различают несколько этапов развития лучевых поражений.

Процессы первичных изменений при действии ионизирующих излучений. В процессе изучения биологических поражений учеными было предложено несколько теорий, объясняющих особенности первичных нарушений с той или иной степенью обоснованности.

Одной из теорий является теория мишени. Сущность теории заключается в разной чувствительности различных биоматериалов и структур организма к радиации. Предполагается, что в клетках организма имеются наиболее чувствительные объемы (мишени). Если в такую мишень попадает ионизирующее излучение, то клетка погибает. Если же в «мишень» излучение не попадает, то клетка остается живой. С точки зрения морфологии такими чувствительными «мишенями» можно считать те или иные важные клеточные структуры: ядро, ядрышко, хромосомы, гены.

Однако впоследствии было показано, что не ко всем биосубстратам применима эта теория. Ее механизм закономерен для быстро размножающихся и растущих клеток: клеток крови, красного костного мозга, половых клеток и в значительно меньшей степени — для соматических клеток. Поэтому данная теория может быть применима лишь для частных условий.

Еще одной теорией, пытающейся объяснить характер развития лучевых поражений, является теория биологически активных веществ. Теория предполагает, что количество незначительных первичных повреждений лавинообразно увеличивается и приводит к тяжелейшим последствиям в результате разрушения некоторых клеток и субклеточных структур, например, макрофагов, лизосом и др., к выходу биологически активных веществ (гистаминоподобных веществ, ферментов и пр.) в межклеточное пространство, последующим проявлениям аутосенсибилизации, аутолизиса, вплоть до гибели организма. В настоящее время совершенно ясно, что указанные проявления являются лишь одним из этапов развития радиобиологических поражений.

Наиболее универсальной и общепринятой теорией механизма развития первичных поражений в биологических тканях является теория непрямого действия (теория «радиолиза воды»). Согласно этой теории, около 50% поглощенной дозы ионизирующего излучения в клетке приходится на воду. При этом происходит «выбивание» электронов из молекул воды с образованием высокоактивных токсичных нейтральных радикалов.

Наиболее высокоактивный радикал НО2 является очень сильным окислителем. Он образуется при облучении воды в присутствии избытка кислорода: Н + О2 — НО2. В связи с этим снижение парциального давления кислорода в тканях во время облучения является профилактическим мероприятием, направленным на уменьшение неблагоприятных проявлений острых лучевых поражений. Эта реакция получила название кислородного эффекта. Вместе с тем снижение парциального давления кислорода в тканях в последующие стадии развития лучевых поражений не имеет значения и никак не влияет на скорость и тяжесть последних.

Таким образом, на данном этапе изменения происходят на уровне физико-химических реакций с образованием первичных высокоактивных радикалов: Н, ОН, НО2 (гидропероксид), Н2О2 (перекись), которые не свойственны организму и очень токсичны. Они дают начало цепным реакциям и вторично-радикальным процессам. Наступает стадия биохимических превращений в клетке, в реакции вступают биологические субстраты. Изменениям подвергаются белки, углеводы, липиды.

Воздействие ионизирующего излучения на белки приводит к снижению уровня незаменимых аминокислот (триптофана, метионина), инактивируются сульфгидрильные группы, снижается активность ферментов, нарушается синтез нуклеиновых кислот. Нуклеопротеиновые комплексы обладают очень высокой чувствительностью к ионизирующему излучению. ДНК клеточного ядра и РНК высвобождаются из нуклеопротеидов и уже через несколько минут после облучения накапливаются в клеточной цитоплазме. Это ведет к необратимым изменениям и даже к гибели клеток.

Значительной чувствительностью в клетке к действию ионизирующего излучения обладает процесс окислительного фосфорилирования: исследования показали, что одно из самых первых нарушений — это повреждение синтеза АТФ, что приводит, в свою очередь, к изменению углеводного обмена и тканевого дыхания. Простые сахара окисляются и переходят в токсичные соединения — органические кислоты, формальдегид. Происходит нарушение свойств полисахаридов. Так, мукополисахарид гиалуроновая кислота снижает свою вязкость, гепарин теряет антикоагулянтные свойства.

Однако, как показали исследования, наиболее важным пусковым механизмом патологических процессов на данном этапе является образование перекисей из липидов: биологический субстрат в тканях соединяется с первичными радикалами, в результате чего образуются стойкие активные нетипичные для организма вторичные радикалы. В свою очередь, каждый из вторичных радикалов нарушает тысячи молекул субстрата липидов.

Действие ионизирующих излучений на клеточном уровне. Рассматривая происходящие процессы с точки зрения целой клетки, следует отметить ряд закономерностей происходящих процессов:

• изменившие свою активность ферменты легко проникают через мембраны клеточных структур (ядро, митохондрии, лизосомы и др.) и разрушают их;

• чем больше структур в клетке, тем больше их устойчивость к ионизирующему излучению. Так, например, диплоидные клетки более устойчивы, чем гаплоидные;

• наиболее чувствительными и быстро разрушаемыми клетками являются клетки, отличающиеся активными обменными процессами, ростом и размножением;

• на уровне клетки при воздействии ионизирующих излучений происходят как процессы повреждения, так и процессы восстановления. Поэтому потенциальные нарушения могут не проявляться при активных репаративных процессах в клетках.

Из вышеизложенного можно сделать вывод, что в связи с разным уровнем организации, активности обменных процессов, скорости роста и деления степень радиочувствительности клеток различна. Наиболее чувствительными и радиопоражаемыми являются клетки кроветворной и лимфатической систем, а также клетки половых желез. Наименее радиопоражаемыми и устойчивыми к действию радиации считаются клетки нервной, костной и хрящевой тканей.

При воздействии ионизирующих излучений важнейшее значение имеют не только структурные нарушения клеток в тканях и органах, проявляющиеся соматическими детерминированными изменениями в организме, но и генетические перестройки. Это в первую очередь генные или точечные мутации (нарушение молекулярной структуры генов) и хромосомные аберрации (структурные и численные нарушения хромосом). В отдельных случаях возможны геномные мутации, т.е. кратные изменения всего гаплоидного набора хромосом. В целом соотношение мутаций, обусловленных воздействием ионизирующих излучений, соответствует спектру спонтанных мутаций.

Исходы мутагенного действия различны в зародышевых и соматических клетках. В зародышевых клетках как генные, так и хромосомные мутации приводят к наследственным уродствам, а впоследствии — к нежизнеспособности особей новых поколений. Мутации в соматических клетках ведут либо к гибели этих клеток, либо к стойкому закреплению этих качеств. Наиболее характерно проявление новых свойств в виде малигнизации и онкологических заболеваний как у объекта воздействия, так и у последующих поколений.

Действие ионизирующих излучений на целостный организм. Рассматривая действие ионизирующих излучений на организм как единое целое, мы можем выделить ряд закономерностей в реакции организма:

• чувствительность к ионизирующему излучению увеличивается с повышением уровня организации организма, т.е. рептилии более чувствительны к действию ионизирующих излучений, чем насекомые, а млекопитающие превосходят по своей чувствительности пресмыкающихся;

• у низших организмов малая чувствительность к ионизирующим излучениям обусловлена наличием в организме ряда биохимических веществ и процессов, отсутствующих у млекопитающих и человека;

• у млекопитающих, в том числе и у человека, наиболее чувствительны к воздействию ионизирующих излучений новорожденные (в связи с повышенной митотической активностью) и старые организмы (в связи с ослаблением репаративных процессов).

Эффект воздействия ионизирующих излучений на млекопитающих зависит от целого ряда условий. Это дробность воздействия, вид животного, объем и локализация облучаемых органов и тканей, вид излучения. В связи с этим в радиобиологии вводится понятие относительная биологическая эффективность (ОБЭ), которая учитывает эффект биологического действия различных излучений в определенных условиях. ОБЭ определяют как отношение дозы рентгеновского или гамма-излучения к дозе любого другого вида ионизирующего излучения, вызывающей такой же эффект. При этом ОБЭ рентгеновского и гамма-излучения принимается за 1.

Действие ионизирующих излучений на человека. Эффекты биологического действия ионизирующих излучений можно рассматривать с 3 позиций. Они могут быть:

• детерминированные и стохастические;

• соматические и наследственные;

• острые (ранние) и отдаленные.

Детерминированные эффекты — это проявления, которые характеризуются наличием пороговой дозы воздействия излучения, а тяжесть поражения у конкретного человека увеличивается в зависимости от повышения дозы облучения. Примерами таких проявлений являются острая и хроническая лучевая болезнь, лучевые ожоги, лучевая катаракта, клинически регистрируемые нарушения гемопоэза, половая стерильность и др.

Стохастические эффекты — это проявления, которые не имеют дозового порога. Считается, что сколь угодно малая доза излучения может вызвать в организме изменения любой тяжести, вплоть до смертельного исхода. При этом большие дозы не приводят к увеличению тяжести заболевания, а ведут к повышению статистической вероятности частоты поражений в популяции. Эти нарушения обусловлены генетическими изменениями и проявляются как отдаленные эффекты. К подобным проявлениям относятся онкологические заболевания, лейкозы, а также наследственные нарушения у потомства.

Соматические эффекты — это эффекты, которые проявляются у самого субъекта воздействия. Например, детерминированные соматические эффекты, лучевая болезнь, катаракта, клинически регистрируемые нарушения гемопоэза, половая стерильность, а также онкологические заболевания, стохастические соматические эффекты — лейкозы.

К наследственным проявлениям можно отнести все нарушения у потомства, обусловленные воздействием ионизирующих излучений на предыдущие поколения.

И, наконец, к острым (ранним) следует отнести эффекты, проявляющиеся в течение нескольких часов или суток после острого воздействия дозы ионизирующего излучения. При этом принято считать, что острым является воздействие фактора либо однократно, либо дробно в течение не более 4 суток. Это такие проявления, как острая лучевая болезнь и лучевые ожоги.

Отдаленными эффектами надо считать такие соматические патологические проявления, как хроническая лучевая болезнь, лучевая катаракта, клинически регистрируемые нарушения гемопоэза, половая стерильность, а также стохастические эффекты в виде канцерогенеза, лейкозов и наследственных нарушений.

Рассматривая проявления биологических реакций организма человека на воздействие ионизирующих излучений, необходимо дать характеристику некоторым детерминированным и стохастическим эффектам.

Детерминированные эффекты включают в себя только соматические поражения. Они развиваются на уровне целостного организма и связаны с координирующей деятельностью центральной нервной системы, которая быстро реагирует на воздействие радиации, мобилизует комплекс органов и систем и инициирует защитные функции. Вероятный механизм этого процесса можно представить следующим образом: воздействие ионизирующего излучения на организм «включает» центральную нервную систему, которая, в свою очередь, запускает компенсаторные механизмы, например гуморальные, что ведет к компенсации патологических процессов в организме в целом.

Пределом возможностей компенсаторных процессов, по-видимому, и объясняется наличие порога в детерминированных проявлениях. Превышение порога ведет к поломке компенсаторных механизмов. Нарушаются все виды обменных процессов: белкового, в том числе ферментного, нуклеопротеидного, углеводного (нарушение системы окислительного фосфорилирования), липидного. Особое значение имеет не столько глубина процессов поражения, сколько рассогласование видов обмена и функций организма за счет нарушения координирующей роли центральной нервной системы.

Таким образом, если на уровне клетки любой акт ионизации биологически значим, что проявляется как беспороговость, стохастические эффекты, то на уровне системы, а тем более — всего организма в целом, возможна компенсация, выражающаяся в появлении порогового уровня дозы ионизирующего излучения.

Одним из наиболее известных детерминированных проявлений после воздействия ионизирующего излучения является острая лучевая болезнь (ОЛБ). Она относится к ранним соматическим эффектам. Острая форма лучевой болезни — это общее заболевание, вызываемое кратковременным (от нескольких минут до 4 сут) одномоментным или повторяющимся действием ионизирующего излучения либо поступлением радиоактивных веществ в организм, которые создают в короткий срок общую эквивалентную дозу в тканях свыше 1000 мЗв.

В зависимости от дозы облучения различают следующие степени тяжести ОЛБ:

• I степень (легкая) — доза облучения 1000-2000 мЗв;

• II степень (средней тяжести) — 2000-3000 мЗв;

• III степень (тяжелая) — 3000-5000 мЗв;

• IV степень (крайне тяжелая) — свыше 5000 мЗв.

Еще одним детерминированным ранним соматическим проявлением лучевого поражения являются лучевые ожоги. Они развиваются при локальном остром воздействии достаточно высоких доз ионизирующего излучения на кожные покровы. Выделяют 4 степени тяжести лучевых ожогов.

Ожог I степени развивается при дозе облучения до 5000 мЗв. Проявляется местным легким шелушением эпидермиса, пигментацией, зудом кожи, обратимым выпадением волос.

Ожог II степени возникает после воздействия дозы ионизирующего излучения до 8000 мЗв. В качестве основных симптомов следует назвать развитие эритемы через 10-14 дней после облучения, появление отечности, боли, выпадение волос. Волосяной покров восстанавливается через 3-4 мес.

Ожог III степени (уровень дозы облучения до 12 000 мЗв) характеризуется развитием выраженной эритемы, пузырей и некроза кожи уже через 6 дней после воздействия излучения. Восстановление тканей длительное, вялое.

Ожог IV степени развивается при дозе местного лучевого воздействия свыше 12 000 мЗв и более. Через 3-4 дня появляются выраженная эритема и отечность тканей, переходящие в глубокий некроз кожи и длительно не заживающие трофические язвы.

К общим закономерностям клиники лучевых ожогов следует отнести наличие латентного периода, тем более короткого, чем выше доза облучения; вялое и длительное течение процесса; быстрое изъязвление кожных покровов, плохую регенерацию тканей.

К детерминированным соматическим отдаленным эффектам относится хроническая форма лучевой болезни. Она развивается при длительном повторном воздействии относительно небольших, но превышающих допустимые пределы доз ионизирующего излучения. В зависимости от уровней поглощенных доз степень тяжести течения заболевания может быть легкой, средней тяжести и тяжелой.

Общими симптомами болезни, выраженность которых зависит от степени ее тяжести, являются жалобы астенического характера: головная боль, не поддающаяся лечению, расстройство сна, слабость, подавленное настроение, раздражительность и т.д. В крови отмечается снижение количества лейкоцитов, тромбоцитопения, анемия. Отмечается боль в трубчатых костях и по ходу нервов, нарушение координации движений и походки. В связи с нарушением состояния сосудистой стенки и свертываемости крови на коже возникают петехии, геморрагии, кровоточивость десен, внутренние кровотечения. Возможны трофические нарушения кожи. Из-за ослабления иммунитета повышен риск присоединения вторичной инфекции — в первую очередь респираторной. При этом ослабление иммунитета проявляется следующим образом:

• нарушением барьерных функций организма: снижением бактерицидности слизистых и кожи, резким угнетением фагоцитарной активности лейкоцитов, бактерицидности сыворотки крови, повышением проницаемости клеточных мембран по отношению к микробам;

• повышением вирулентности микроорганизмов в организме облученного;

• резким ослаблением способности выработки антител на введенный антиген, что делает практически невозможным создание искусственного иммунитета.

К детерминированным соматическим отдаленным эффектам относится лучевая катаракта. Показано, что для ее развития достаточно однократного воздействия дозы ионизирующего излучения, равной 0,5-2,0 Зв (помутнение хрусталика), либо до 5,0 Зв (выраженная катаракта). Однако заболевание развивается после скрытого периода, составляющего от 2 до 7 лет, что позволяет отнести его к отдаленным последствиям. Другой вариант развития катаракты обусловлен многоразовым хроническим воздействием в течение нескольких лет при ежегодной дозе 0,1-0,15 Зв.

К детерминированным соматическим отдаленным эффектам следует отнести также клинически регистрируемые нарушения гемопоэза и половую стерильность, поскольку эти эффекты проявляются в отдаленные сроки индивидуально у людей или животных, на которых воздействовали дозы, превышающие пороговые.

Все стохастические эффекты при действии ионизирующих излучений являются отдаленными. К этой группе эффектов относятся такие соматические проявления, как повышение количества новообразований и лейкозов, обусловленных воздействием излучений на генетический аппарат соматических клеток и их малигнизацию. Закономерность возникновения новообразований выявляется не в зависимости от повышения индивидуальной дозы, а в связи с воздействием самых минимальных дополнительных к фону доз на большом контингенте людей. То есть чем больше популяция, тем достовернее этот вид отдаленных последствий (популяционная доза).

Важными стохастическими проявлениями являются эффекты от воздействия ионизирующего излучения на ростковые клетки на разных этапах их развития. Подобные воздействия вызывают мутации в этих клетках. Вид мутаций приводит к различным последствиям. Так, при хромосомных мутациях не исключено бесплодие. При точечных мутациях зачатие возможно, но велика вероятность рождения неполноценного ребенка. При этом следует помнить, что мутации могут идти по рецессивному признаку. Поэтому нарушения могут проявиться в 3-4-м поколении. Подобные эффекты относятся к наследственным проявлениям.

Возможно непосредственное действие ионизирующего излучения на эмбрион и плод. Проявления в такой ситуации зависят от периода беременности. Так, яйцеклетка погибает, если действие ионизирующего излучения осуществляется в момент ее прикрепления к стенке матки. Если облучение дозой более 0,1 Зв происходит во время закладки органов на 4-12-й неделях беременности (период органогенеза), то результатом могут быть самые тяжелые уродства у плода и родившегося ребенка. При облучении плода в утробе матери между 8-й и 15-й неделями беременности дозой более 0,2 Зв последствием может быть выраженная умственная отсталость у родившихся детей. Облучение на поздних стадиях имеет последствием гибель плода и мертворождение.

Следует отметить, что особенности и степень выраженности эффектов облучения зависят от 3 видов факторов:

1. От особенностей организма, которые определяются половыми, возрастными и индивидуальными характеристиками, а также чувствительностью органов, подвергшихся облучению. Так, известно, что яйцеклетки более чувствительны, чем сперматозоиды; человек вдвое чувствительнее к ионизирующему излучению, чем белые мыши; а чувствительность детей и стариков выше, чем взрослого организма (первых — в связи с большой митотической активностью клеток, вторых — в связи с нарушением процессов репарации и компенсации).

Установлено также, что индивидуальная чувствительность организма обусловлена в определенной мере состоянием центральной нервной системы и ее координирующей функцией, уровнем здоровья человека, функциональным состоянием эндокринной системы и т.д. Из органов и тканей наиболее чувствительны к облучению гонады, а наименее — костная и хрящевая ткани, клетки нервной системы. Это обусловлено активностью митоза клеток, уровнем биохимических процессов и учитывается соответствующим взвешивающим коэффициентом чувствительности.

Кроме того, различные органы и ткани в связи с особенностями обмена веществ избирательно депонируют те или иные радиоактивные вещества, а, следовательно, наиболее радиопоражаемы. Щитовидная железа накапливает радиоактивный йод, костная ткань — радий и стронций, лимфатическая система — изотопы золота.

2. Сила воздействия обусловлена видом и характером ионизирующего излучения: чем выше проникающая способность и ионизационная активность, а также чем больше доза и энергия излучения, тем сильнее выражен эффект облучения.

3. И, наконец, эффект воздействия при облучении может зависеть от сопутствующих факторов и условий: тяжелой физической нагрузки, высокой температуры окружающей среды, одновременного влияния химических факторов и т.д.

Принципы гигиенического нормирования ионизирующего излучения

Принципиальными задачами обеспечения радиационной безопасности и фундаментальной основой радиационной гигиены являются:

предотвращение проявления любых детерминированных эффектов путем удержания доз облучения ниже соответствующих порогов;
использование всех разумных мер и осуществление соответствующих мероприятий для того, чтобы максимально снизить вероятность проявления стохастических эффектов с учетом социальных и экономических условий.

Дозы ионизирующего излучения. При оценке условий радиационной безопасности, кроме характеристики активности источника ионизирующего излучения, необходимо знать, каковы степень и характер его воздействия на окружающую среду и человека.

При этом один и тот же источник может вызывать патологические изменения различной тяжести в зависимости от сопутствующих условий воздействия, например, времени воздействия, расстояния до объекта, наличия защитных экранов, характера среды. В любом случае эффект воздействия определяется той энергией, которая передается от источника рассматриваемому объекту.

Результатом воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты являются физико-химические или биологические изменения этих объектов. Примерами таких изменений могут служить нагрев тела, фотохимическая реакция рентгеновской пленки, изменение биологических показателей живого организма и т.д.

В связи с этим необходимо рассмотреть ряд энергетических характеристик ионизирующего излучения, которыми определяется эффект действия.

Характер лучевых поражений биологических объектов, в том числе и человека, при воздействии ионизирующих излучений в первую очередь зависит от поглощенной энергии. В связи с этим вводится такое понятие, как поглощенная доза. Поглощенная доза (H) — это величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу.

Единицами поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр). Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр = 100 рад.

Однако исторически первой эмпирически предложенной дозой, характеризующей только рентгеновское и гамма-излучение, была экспозиционная доза. Экспозиционная доза — количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучения по их ионизирующему действию, выраженная электрическим зарядом одного знака, образованным в единице объема воздуха в условиях электронного равновесия.

В международной системе СИ единицей является кулон/кг -экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения, которая создает в 1 килограмме сухого воздуха ионы, несущие заряд величиной в 1 кулон каждого знака. Внесистемной единицей является рентген (Р) — такая экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения, которая создает в 1 см3 сухого воздуха ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу каждого знака. 1 Р = 0,285 мКл/кг.

Поскольку для ионизации воздуха необходима определенная энергия, то между экспозиционной и поглощенной дозами существует численное соотношение: 1 Р = 0,877 рад, т.е. для создания в 1 см3 воздуха заряда в 1 электростатическую единицу необходима поглощенная доза в 0,877 рад. Определенное неудобство использования для расчетов экспозиционной дозы обусловлено ограничением ее применения только для рентгеновского и гамма-излучения. Поэтому при расчете доз всех видов ионизирующего излучения используются единицы поглощенной дозы.

Следует также отметить разную степень поражающего действия различных видов излучения на организм человека, обусловленную особенностями их физических свойств и прежде всего различным уровнем линейной передачи энергии (ЛПЭ). В радиационной защите поэтому используется взвешивающий коэффициент (WR), показывающий, во сколько раз надо уменьшить поглощенную дозу любого вида излучения, чтобы получить тот же биологический эффект для человека, что и от такой же поглощенной дозы рентгеновского или гамма-излучения.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения необходимы при расчете эквивалентной дозы:

• фотоны любых энергий, электроны и мюоны любых энергий -1;

• нейтроны энергий менее 10 кэВ, нейтроны более 20 МэВ, протоны, кроме протонов отдачи, энергии более 2 МэВ — 5;

• нейтроны энергий от 10 до 100 кэВ и от 2 до 20 МэВ — 10;

• нейтроны энергий от 100 кэВ до 2 МэВ, альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра — 20.

Эквивалентная доза (HT R) — это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения.

Единица поглощенной дозы в системе СИ называется зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр.

При неравномерном облучении всего тела оценка ущерба здоровью проводится с помощью эффективной дозы. Эффективная доза (Е) — это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентных доз в органах на соответствующие взвешивающие коэффициенты, характеризующие их радиочувствительность:

E = Σ WT . HT

где WT — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, показывающий чувствительность последних к ионизирующему излучению;

НТ — эквивалентная доза в органе или ткани Т.

Взвешивающие коэффициенты (WT) для различных органов и тканей составляют:

гонады — 0,20;
печень — 0,05;
костный мозг (красный) — 0,12;
пищевод — 0,05;
толстый кишечник — 0,12;
щитовидная железа — 0,05;
легкие — 0,12;
кожа — 0,01;
желудок — 0,12;
клетки костных поверхностей — 0,01;
мочевой пузырь — 0,05;
остальные — 0,05;
грудная железа — 0,05.

Для оценки стохастических эффектов воздействия ионизирующих излучений на персонал или население используется понятие эффективная коллективная доза, которая определяется как сумма средних эффективных доз в подгруппе людей, умноженных на число людей в соответствующей группе. Единицей коллективной дозы является человеко-зиверт (чел-Зв).

Важной характеристикой влияния ионизирующего излучения на человека является мощность дозы, то есть доза, отнесенная к единице времени.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

непревышение допустимого предела индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением;
поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Гигиенические нормативы дифференцированы для разных групп облучаемых лиц. Выделяют следующие категории и группы лиц, подвергающихся облучению:

• категория «персонал» (группа А — лица, работающие с техногенными источниками; группа Б — лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников);

• категория «все население», включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для облучаемых предусмотрено 3 класса нормативов:

основные пределы доз (ПД — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы);
допустимые уровни многофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления внутрь организма или одного вида внешнего излучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;
контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.), которые устанавливает администрация учреждения по согласованию с органами Роспотребнадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении оптимальный уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого предела доз и не будет повышаться в каждом следующем году по сравнению с предыдущим.

Таблица 7.1. Основные пределы доз, мЗв/год

Примечание.

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Эквивалентная доза в коже относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см2. *** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Сотрудники радиологических отделений больниц, работающие непосредственно с источниками ионизирующего излучения, а также рентгенологи относятся к категории «персонал», группа А. Вспомогательный персонал, работающий в сфере воздействия источников ионизирующего излучения, но непосредственно не контактирующий с ними, относится также к категории «персонал», но группа Б. Согласно этой классификации, для персонала группы А допускается предел дозы 20 мЗв в год, для вспомогательного персонала (группа Б) — 5 мЗв в год.

В соответствии с целью медицинского облучения населения принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.

При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

Радиационная безопасность персонала и больных в радиоизотопном отделении

Работы с использованием источников ионизирующих излучений (ИИИ) независимо от типа источника, объема и характера работ, специфики технологических процессов, средств и методов, используемых для обработки и удаления радиоактивных отходов, рассматриваются как потенциально опасные для здоровья персонала и населения. Обеспечение радиационной и ядерной безопасности осуществляется в соответствии с федеральными законами первого уровня, такими как «Об использовании атомной энергии»; «О радиационной безопасности населения».

В целях конкретизации отдельных положений закона РФ «О радиационной безопасности населения» в настоящее время введены в действие два основополагающих нормативных документа федерального уровня: «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)» и «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)». Они относятся к категории нормативных документов второго иерархического уровня и имеют общегосударственное значение.

При работе с ИИИ принимаются меры по обеспечению безопасности радиологических объектов, персонала и населения. Радиационная безопасность объекта включает

планировочно-конструктивные меры (выбор участка, особенности внутренней планировки помещений, размещение специального оборудования, защитных устройств, конструкций);
зонирование территории радиологического объекта;
радиационно-гиеническую оценку лицензирование деятельности с ИИИ.

Радиационная безопасность персонала обеспечивается:

ограничениями допуска к работе с ИИИ;
соблюдением установленных контрольных уровней;
проведением радиационного контроля;
организацией системы информации о радиационной обстановке;
проведением эффективных мероприятий по защите персонала.

Радиационная безопасность населения обеспечивается:

созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям закона «О радиационной безопасности населения»;
установлением квот на облучения ИИИ;
проведением радиационного контроля;
организацией системы информации о радиационной обстановке;
планированием и проведением мероприятий при нормальной эксплуатации ИИИ и в случае радиационной аварии.

Закрытые и открытые ИИИ. Конкретная система защиты от ИИИ будет зависеть от типа источника и вида излучения. Закрытый источник — источник радиоактивного излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Открытый источник — источник радиоактивного излучения, при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду, а следовательно, поступление в организм человека. Таким образом, основным поражающим фактором при работе с закрытыми источниками является внешнее излучение. При работе с открытыми источниками, кроме внешнего излучения, имеется опасность внутреннего облучения в результате попадания радиоактивных частиц в легкие и желудочнокишечный тракт.

Закрытые ИИИ. При работе с закрытыми источниками система радиационной защиты направлена на максимальное снижение внешнего излучения. Закрытые источники делятся на источники непрерывного и периодического действия. К источникам непрерывного действия относятся установки с гамма-, бета-излучателями и нейтронными излучателями, к источникам периодического действия — рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц. В качестве гамма-источников непрерывного действия используются радиоактивные элементы (кобальт-60, кадмий-109, теллур-107, цезий-134, цезий-137 и т.д.), которые в порошкообразном виде или твердом состоянии помещаются в герметические стальные ампулы. В качестве бета-излучателей используются искусственные радионуклиды — фосфор-32, стронций-90, иттрий-90, золото-198, таллий-204 и др.

Нейтронные источники представляют собой смесь радия, полония и плутония с бериллием и бором, заключенную в герметические стальные ампулы.

Активность закрытых источников, используемых в медицинской практике, весьма различна. Это гамма-источники, используемые для дистанционной лучевой терапии, и нейтронные излучатели различной мощности. Для внутриполостной и внутритканевой терапии используют закрытые источники кобальта-60, золота-198 в виде бусинок, цилиндров, игл.

Источники периодического действия — рентгеновские аппараты, применяемые в диагностике и терапии, генерируют рентгеновское излучение с энергией от 40 до 250 кэВ. Система защитных мероприятий будет зависеть от активности излучателя, вида излучения, технологии работы с источниками. Надежность защиты персонала определяют дозы облучения, не превышающие уровня, установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-99).

Принципы защиты от ИИИ. Доза внешнего облучения пропорциональна активности источника и времени его действия и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника. Отсюда вытекают основные принципы защиты:

«защита количеством»;
«защита временем»;
«защита расстоянием»;
«защита экраном».

«Защита количеством» в медицинской практике не получила большого распространения, так как уменьшение активности источника неизбежно приводит к ослаблению лечебного эффекта и вынужденному увеличению времени контакта больного с излучателем.

«Защита временем» возможна при работе с источниками малой активности, при ручных манипуляциях с ними. Автоматизм рабочих операций и высокая квалификация медицинского персонала позволяют сократить время контакта с радиоактивными веществами (уменьшение «активного» времени).

«Защита расстоянием» чаще всего реализуется использованием дистанционных инструментов, что достаточно эффективно снижает дозу на руки персонала (рис. 7.1).

«Защита экраном». Лучшим материалом для ослабления гамма- и рентгеновского излучения являются материалы с большой атомной массой, в которых создаются благоприятные условия для процессов взаимодействия гамма-излучения и рентгеновского излучения с веществом (рис. 7.2). На практике чаще используют свинец или уран. Если экранируются соседние помещения, то перекрытия помещения с гамма-излучателем делают из бетона, баритобетона, железобетона. Большая толщина таких строительных конструкций создает надлежащую защиту от излучения. Для защиты от бета-излучения используют более легкие материалы — алюминий, стекло, пластмассу.

Защита от бета-излучения свинцовым экраном опасна, так как в поле ядра атома свинца бета-частицы теряют энергию, способствуя выходу тормозного излучения. При мощных бета-излучениях используют комбинированные экраны из тяжелых и легких материалов.

Рис. 7.1. Набор инструментов для нанизывания радиоактивных бус на нити

Для защиты от потока быстрых нейтронов применяют экраны из материалов с большим количеством атомов водорода (парафин, вода).

Поскольку поглощение нейтронов сопровождается излучением квантов энергии, необходимо предусмотреть для их ослабления экран из свинца в качестве второго слоя. Тепловые нейтроны эффективно поглощают вещества, содержащие бор и кадмий.

По своему назначению и конструкции защитные экраны могут быть условно разделены на 5 групп:

1. Экраны-контейнеры, в которые помещают радиоактивные препараты с целью их транспортировки и хранения в нерабочем положении.

2. Экраны для оборудования. Экранирование оборудования при положении радиоактивного препарата в рабочем состоянии или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источники ионизирующих излучений.

Рис. 7.2. Защитное оборудование для радиохирургических работ

3. Передвижные защитные экраны, которые применяются для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны.

4. Строительные конструкции как защитные экраны (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.) предназначены для защиты помещений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории.

5. Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из органического стекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные фартуки, накидки, воротники, юбки, передники, шапочки, очки, перчатки, пластины).

Радиационная безопасность в рентгенодиагностических кабинетах регламентирована в СанПиН 2.6.1.1192-03 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований». Источниками излучения являются различного типа рентгеновские аппараты, а приемниками изображения — усиливающие рентгеновские экраны или усилители рентгеновского изображения (УРИ), состоящие из электронно-оптического преобразователя, телевизионной системы и фото-, кинокамеры.

Радиационная безопасность при работе в кабинетах общего профиля (диагностические исследования с помощью флюорографии, рентгенографии, рентгеноскопии) обеспечивается планировочными решениями, защитой временем и экранами (просвинцованные фартуки, защитные ширмы), качеством применяемых УРИ и т.д.

Уровни облучения медицинского персонала рентгенодиагностических кабинетов колеблются в широких пределах. За последние 40 лет эффективная доза снизились более чем в 30 раз и в настоящее время сопоставима с пределом дозы для населения (табл. 5.2).

Таблица 7.2. Среднегодовые эффективные дозы облучения медицинского персонала рентгенодиагностических кабинетов общего профиля, мЗв


Годы	Врачи	Рентгенолаборанты
1960	80,0 ± 15,0	40,0 ± 10,0
1961	80,0 ± 15,0	45,0 ± 15,0
1962	25,0 ± 5,0	25,0 ± 5,0
1964-1969	25,0 ± 5,0	10,0 ± 5,0
1970-1975	9,0 ± 1,0	3,0 ± 1,0
1976-1980	5,0 ± 1,0	2,5 ± 0,5
1981-1986	3,0 ± 1,0	2,0 ± 0,5
1987-2001	3,0 ± 1,0	1,5 ± 0,5
2002-2007	2,0 ± 0,7	1,3 ± 0,2

За последнее время увеличилось число сложных рентгенологических исследований с участием врачей различных специальностей. К таким исследованиям следует отнести бронхоскопию, бронхографию, ирригоскопию, ангиокардиографию, катетеризацию сердца, травматологические исследования и др. Эти процедуры наряду с рентгенологами осуществляют хирурги, анестезиологи, операционные медсестры, которые относятся к категории «персонал», группа Б.

Рентгеновские процедуры по характеру участия в них врачей могут быть условно разделены на 3 группы: хирург — пассивный наблюдатель (консультант); хирург — принимающий участие в связи с оперативным вмешательством; анестезиолог и хирург — активные члены операционной бригады.

В первом случае хирурги находятся за спиной рентгенолога у экрана аппарата (при оценке правильности сопоставления костных отломков, рентгеноскопии пищевода, желудка и др.).

Во втором случае хирург может находиться в поле прямого пучка излучения при операциях на шейке бедра, на желчных путях и пузыре. Весь остальной медицинский персонал при оперативном вмешательстве (анестезиологи, ассистенты, медсестры) размещаются за передвижной защитной ширмой.

В третьем случае анестезиолог, хирург и медсестра выполняют функциональные обязанности, обусловленные проведением этих процедур (катетеризация полостей сердца, артерий и вен с последующим введением катетеров в нужную полость).

Индивидуальные дозы облучения специалистов первой группы зависят от частоты участия в процедурах просвечивания. Так, хирурги отделений общей хирургии, легочной хирургии, травматологии и нейрохирургии получают дозу порядка 1 мЗв/год.

При рассмотрении проблемы радиационной безопасности второй и третьей групп необходимо отметить, что применение рентгеновского излучения для контроля эффективности оперативного вмешательства или для диагностических целей непосредственно в процессе выполнения операций в основном имеет место при открытых репозициях костных отломков, переломах длинных трубчатых костей и внутрисуставных переломах с последующим остеосинтезом с помощью различных приспособлений (гвозди, пластик и др.) и операциях на желчных путях и пузыре (холангиография).

При рентгенографических исследованиях в процессе оперативного вмешательства применяются различные палатные (переносные) рентгеновские аппараты. Уровни облучения анестезиологов, хирургов-травматологов, хирургов-кардиологов в настоящее время колеблются от 3 (при применении автоматизированных комплексов (кардиология)) до 8 мЗв/год.

Особенно следует подчеркнуть, что при проведении сложных рентгенодиагностических исследований дозы облучения хирургов и анестезиологов могут превышать дозовые пределы для категории лиц облучения группы Б. При проведении этих исследований необходим постоянный дозиметрический контроль за облучением медицинского персонала — не рентгенологов, и нормирование числа сложных рентгенодиагностических процедур для каждого конкретного специалиста.

Уровни облучения персонала при проведении компьютерной томографии или использовании ядерно-магнитного резонанса не превышают 1 мЗв/год.

Лучевая диагностика основана на использовании как ионизирующего, так и неионизирующего излучения.

Неионизирующее изучение (МРТ, УЗИ) обладает низкой энергией (диапазон ультразвуковых волн и радиоволн) и его биологическое действие столь ничтожно, что им можно пренебречь. В любом случае опасность лучевых поражений при применении неионизирующего излучения отсутствует.

Ионизирующими называют все излучения, которые при взаимодействии со средой, в том числе и с тканями живого организма, превращают нейтральные атомы в ионы — частицы, несущие положительные или отрицательные заряды. Выделяют два класса ионизирующих излучений:

квантовое, или фотонное, излучение (рентгеновское, или у-излучение);
корпускулярное излучение заряженных (а, электроны, протоны) или незаряженных (нейтроны) частиц.

Под влиянием ионизирующего излучения происходит ионизация молекул клеток живых организмов, что может приводить к потенциально вредным последствиям для структуры клеток, метаболизма и функционирования тканей, органов и организма в целом.

Лучевые методы диагностики, использующие источники ионизирующего излучения (рентгеновское излучение, радиоактивные препараты), связаны с определенным риском нежелательных эффектов, вызываемых излучением. При значительной дозе ионизирующей радиации в организме могут возникнуть лучевые повреждения.

Лучевые повреждения подразделяют на генетические и соматические: генетические проявляются у потомков облученных лиц по истечении значительного периода времени, а соматические — непосредственно у лиц, подвергшихся действию радиации. Эти повреждения могут наступить остро или появиться в отдаленном периоде.

При исправном медицинском оборудовании и методически правильном проведении исследований развитие повреждающего действия ионизирующего излучения практически невозможно. Наибольшей лучевой нагрузкой обладают рентгенологические исследования, связанные с методикой рентгеноскопии, т. е. с длительным включением рентгеновской трубки во время исследования. К таким исследованиям относят исследование пищевода и желудка с бариевой смесью, ирригоскопию, сопоставление отломков костей при переломах, локализацию и удаление инородных тел под экраном аппарата, ангиографию др.

При этом лучевая нагрузка на пациента зависит от многих факторов: это вид излучения и его энергия, длительность воздействия, частота облучений, различная чувствительность тканей к излучению, возраст пациентов, наличие сопутствующих заболеваний и ряд других параметров. В связи с этим все методики, обладающие повышенной вероятностью облучения пациента, назначают с особой тщательностью и только в том случае, если их нельзя заменить другими видами. Исследования детей и беременных проводят, как правило, только по жизненным показаниям.

Учитывая эти факторы, существует правовая регуляция, что врач-рентгенолог, к которому направлен больной с недостаточно обоснованными показаниями к подобным процедурам, может и должен отказать в исследовании и назначить другое, менее опасное.

Для контроля за лучевой нагрузкой на пациента в специальную карточку заносят данные о виде исследования и количестве облучения, полученного при этом. Для защиты медицинского персонала, постоянно работающего в сфере ионизирующей радиации, применяют средства индивидуальной и групповой защиты, обучают медперсонал сокращению длительности процедуры, а также проводят индивидуальную дозиметрию.

Дозиметрией называют методы регистрации и количественного определения величины поглощенной энергии. Ее основным понятием является «доза излучения».

Доза излучения — это величина энергии, поглощенной единицей массы облучаемого вещества.

Для характеристики источника рентгеновского и у-излучения введено понятие «доза». Различают поглощенную, эквивалентную и эффективную дозы.

Поглощенная доза (D) служит для оценки энергии, переданной облучаемому объекту и приходящейся на единицу массы вещества этого объекта. Единицей поглощенной дозы является 1 Грей (Гр). При поглощении дозы 1 Гр облучаемому веществу массой в 1 кг передается энергия величиной 1 Дж, соответственно 1 Гр = 1 Дж/кг.

Эквивалентная доза (Н) обозначает поглощенную дозу в органе или ткани, умноженную на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (для рентгеновского и у-излучения он равен 1). Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв), а ранее использовали единицу — биологический эквивалент рентгена — бэр (100 бэр = 1 Зв).

Эффективная доза (Е) — величина, которая отражает степень риска развития последствий облучения органов и тканей человека с учетом их радиочувствительности и представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы Н в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты, свидетельствующие о радиочувствительности. Единицей эффективной дозы также является зиверт. Именно эффективная доза является величиной, наиболее часто используемой в практике лучевой диагностики. При диагностических процедурах пациенты получают значительно меньшие дозы, измеряемые в миллизивертах (мЗв) и микрозивертах (мкЗв).

Следует отметить, что потенциальный риск нежелательного воздействия небольших доз радиации очень трудно доказать и документировать, поскольку он очень мал и имеет вероятностный характер. Причиненный слабым излучением вред практически невозможно отделить от воздействия других факторов окружающей среды, питания, сопутствующих заболеваний, географического расположения территории. Говоря о вероятности развития злокачественных заболеваний, считается, что доза в 1 Зв (1000 мЗв) приводит к увеличению риска на 4%. Этот риск очень мал. Так, например, относительный риск смерти с вероятностью один к миллиону может быть связан со следующими факторами:

выкуривание 1,5 сигареты (риск онкологического заболевания);
поездка в автомобиле на расстояние 80 км (риск смерти в аварии);
полет в самолете на расстояние 3500 км (риск смерти в катастрофе);
лучевая нагрузка 1 мЗв (риск онкологического заболевания).

Проблемы радиационной безопасности пациентов и медицинского персонала, проводящего такие исследования, хорошо изучены. Меры предосторожности по защите от радиационных поражений и осложнений должны неукоснительно соблюдаться. Вместе с тем опасности, связанные с использованием ионизирующих лучевых методов диагностики, нередко преувеличивают, что приводит к необоснованным отказам от исследования.

Поскольку поражения от малых доз имеют стохастический характер, для защиты от излучения прежде всего необходимо устранить или уменьшить до наименее возможного уровня его дозу, однако доза излучения должна быть достаточной для получения высококачественных изображений, иначе исследование теряет смысл. Всегда необходимо следовать одному из основных правил лучевой диагностики, которое гласит, что любые исследования должны проводиться только по строгим показаниям. Следует придерживаться концепции «польза исследования — риск нежелательных побочных эффектов».

Радиационная безопасность лучевой диагностики представляет собой комплекс санитарно-технических и специальных медицинских мероприятий, направленных на защиту здоровья населения и персонала от ионизирующего излучения.

В Российской Федерации существует хорошо организованная система контроля радиационной безопасности.

Уровни облучения персонала отделений лучевой диагностики не должны превышать 20 мЗв в год. Для лиц из населения, оказывающихся рядом с кабинетами лучевой диагностики или оказывающих помощь при исследованиях (сопровождение пациентов), доза облучения не должна превышать 5 мЗв в год.

Нормы облучения пациентов при диагностических и лечебных процедурах в упомянутых документах не определены, однако ведутся работы по установлению верхних границ индивидуальных доз. Так, согласно методическим рекомендациям для медицинских учреждений г. Москвы предусмотрены следующие контрольные уровни эффективной дозы облучения: 150 мЗв в год для пациентов категории АД (лица, имеющие онкологическое заболевание, подозрение на него, проведение диагностики по жизненным показаниям); 15 мЗв в год для пациентов категории БД (проведение рентгеновских исследований с диагностической целью при неонкологических заболеваниях) и 1,5 мЗв в год для категории ВД (проведение профилактических исследований). В медицинской карте или истории болезни пациента должен быть суммарный учет доз облучения, полученных пациентом при различных диагностических процедурах.

Защита от действия ионизирующей радиации является одним из важных направлений деятельности врача-рентгенолога и руководителя отделения или службы. Эта деятельность предусматривает защиту от ионизирующего излучения для пациентов и медицинского персонала.

Основными принципами радиационной защиты пациентов являются:

проведение исследований по строгим показаниям;
исключение дублирующих друг друга повторных исследований, преемственность результатов исследований между медицинскими учреждениями;
высокая квалификация персонала, проводящего исследования;
использование исправного диагностического оборудования, оптимальных протоколов исследования, регулярный контроль качества работы оборудования и его безопасности;
применение индивидуальных средств защиты для участков тела, находящихся вне зоны облучения (в особенности это относится к таким органам, как гонады, щитовидная железа, молочная железа, хрусталик);
правильное позиционирование пациентов, ограничение зоны облучения и времени воздействия излучения.

Персонал, работающий в отделениях лучевой диагностики, редко подвергается прямому воздействия радиации (например, если руки врача находятся в зоне облучения при пальпации). На персонал воздействует вторичное излучение, которое образуется в связи с рассеянием прямого пучка, проходящего через тело пациента и элементы конструкции оборудования. Интенсивность такого вторичного излучения в 100-1000 раз меньше, чем первичного, но оно распространяется во всех направлениях, не ограничиваясь зоной исследования.

Защита персонала отделений лучевой диагностики, имеющих допуск к работе с источниками ионизирующей радиации, обеспечивается следующими факторами:

использованием средств радиационной защиты (ширмы, экраны), в том числе индивидуальных (очки, перчатки, фартуки и пр.);
специальной планировкой и защитой кабинетов рентгенодиагностики и пультовых;
постоянным обучение персонала правилам и принципам соблюдения радиационной безопасности;
допуском к самостоятельной работе только сертифицированных врачей-радиологов и рентгенолаборантов;
проведением регулярного радиационного и дозиметрического контроля.

Современное медицинское диагностическое оборудование, особенно цифровое, позволяет значительно снизить лучевые нагрузки на пациента и персонал. Специальные устройства и программы позволяют минимизировать дозу облучения в зависимости от вида исследования и особенностей пациента (возраст, пол, масса тела).

Принципы защиты при работе с открытыми радиоактивными источниками

Работа с открытыми радиоактивными источниками связана с опасностью воздействия проникающего излучения и попадания внутрь организма радиоактивных веществ, что приводит к возможности как внешнего, так и внутреннего облучения персонала. При работе с открытыми радиоактивными источниками возможны загрязнение рабочей обстановки, одежды и рук, попадание радиоактивных веществ в воздух, образование радиоактивных газов. Наиболее часто радиоактивные вещества поступают в организм ингаляционным путем, в меньшей степени — при загрязнении кожи рук и лица.

Наибольшую опасность представляют радиоактивные аэрозоли, которые образуются в результате радиоактивных превращений (эманация, образование активных атомов отдачи и т.д.). Важно, что образование радиоактивных аэрозолей происходит постоянно, даже тогда, когда не ведется работа, связанная с измельчением радиоактивных веществ. Низкие счетные и массовые концентрации аэрозоля в единице объема воздуха не являются гарантией отсутствия вредного биологического действия.

Задержка радиоактивных аэрозолей в легких зависит от дисперсности аэрозоля, электрозарядности частиц, химических свойств, растворимости и т.д. При работе с эманирующими веществами (радий, торий) возможно образование радиоактивных газов, которые равномерно растворяются в крови и облучают организм.

Среди факторов радиационного воздействия при работе с открытыми источниками существенным является загрязнение кожи рук, одежды, оборудования, рабочих помещений. Некоторые радиоактивные вещества (стронций, торий, плутоний) могут проникать через неповрежденную кожу. Загрязнение рабочей зоны чаще всего происходит при нарушении правил работы с источником, а также в результате переноса загрязнения с одежды, рук, обуви на рабочие поверхности.

Многие строительные материалы (кирпич, бетон, дерево, асфальт) и покрытия (метлахская плитка, линолеум) хорошо адсорбируют радиоактивные вещества и плохо поддаются дезактивации, что усугубляет опасность лучевого воздействия на персонал.

Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на 4 группы (А, Б, В, Г) в зависимости от минимально значимой активности (МЗА):

группа А — радионуклиды с минимально значимой активностью 103 Бк (Th-природный, включая 232Th; U-природный; 240Pu) не используются в радионуклидной диагностике;
группа Б — радионуклиды с минимально значимой активностью 104 и 105 Бк (24Na, 32P, 60Co, 90Sr, 90Y,129I);
группа В — радионуклиды с минимально значимой активностью 106 и 107 Бк (14C, 57Co, 65Zn, 198Au);
группа Г — радионуклиды с минимально значимой активностью 108 Бк и более (3H, 35S).

Минимально значимая активность — активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов Роспотребнадзора на использование этого радионуклида.

Принадлежность изотопа к соответствующей группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с Приложением П-4 НРБ-99. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не указанные в приложении, относятся к группе Г.

Все работы с использованием открытых радионуклидных источников ионизирующего излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте (табл. 7.3).

Таблица 7.3. Класс работ с открытыми источниками излучения

Класс работ	Суммарная активность на рабочем месте, приведенная к группе А, Бк
I	Более 108 Бк
II	от 105 до 108
III	от 103 до 105

Примечания:

1. При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и т.п.) допускается увеличение активности на рабочем месте в 10 раз.

2. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке короткоживущих радионуклидов медицинского назначения из генераторов, имеющих нормативно-техническую и эксплуатационную документацию, допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз. Класс работ определяется по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида.

3. Для предприятий, перерабатывающих уран и его соединения, класс работ определяется в зависимости от характера производства и регламентируется специальными правилами.

4. При хранении открытых источников ионизирующего излучения допускается увеличение активности в 100 раз.

Предел годового поступления (ПГП) — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

ПГП радионуклидов в организм зависит от степени опасности радиоактивных элементов при попадании внутрь и определяется радиотоксичностью.

Радиотоксичность — свойство радиоактивных изотопов вызывать большие или меньшие патологические изменения при попадании их в организм.

Основные принципы защиты при работе с открытыми радиоактивными источниками:

при внешнем излучении используются все способы защиты, применяемые при работе с закрытыми веществами (защита количеством, временем, расстоянием, экранами);
работа с открытыми радиоактивными веществами должна исключать их поступление в окружающую среду. Это достигается рациональной планировкой и оборудованием рабочих помещений, санитарно-техническими устройствами по удалению и дезактивации жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов, максимальной механизацией и автоматизацией рабочих операций.

Необходимо исключить загрязнение кожи рук и лица персонала, а также рабочих поверхностей. Для этого используют средства индивидуальной защиты, санитарную обработку. Персонал должен соблюдать правила личной гигиены и техники безопасности.

При работе с открытыми радиоактивными веществами обязательны дозиметрический контроль и медицинское наблюдение за здоровьем персонала.

Планировочные мероприятия сводятся к строгому разделению помещений на радиационно «грязные» и «чистые», к созданию поточности помещений (хранилище — манипуляционная — процедурная — операционная — палаты). Для исключения загрязнения рабочей обстановки подбирают соответствующие покрытия, не адсорбирующие радиоактивные вещества, простую по конструкции, легко моющуюся мебель с гладкими поверхностями.

Герметизация аппаратуры и оборудования позволяет максимально ограничить поступление радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Для этой цели используют различные камеры-боксы и вытяжные шкафы. Возможно применение средств малой механизации, автоматических пипеток, устройств для переливания жидкостей и т. д. Образующиеся радиоактивные отходы должны дезактивироваться: газообразные путем очищения через соответствующие фильтры, жидкие — выдержкой временем и разбавлением. Твердые отходы собирают в специальные емкости для отправки на централизованный пункт захоронения радиоактивных отходов.

В системе радиационной безопасности при работе с открытыми радиоактивными источниками большое значение имеют средства индивидуальной защиты. В медицинской практике используют халаты, шапочки, хлопчатобумажное белье, а также нарукавники и фартуки из эластичной и прочной пленки. Для защиты органов дыхания применяют фильтрующие респираторы типа «лепесток» из легкой синтетической ткани. Такие респираторы задерживают аэрозоли до 99,99% и могут быть одноразового пользования или кратковременного применения. После использования респиратор причисляют к твердым радиоактивным отходам.

Для защиты органов дыхания, особенно от бета-частиц и нейтронов, используют специальные щитки из оргстекла.

Все виды работ с открытыми радиоактивными источниками выполняют в резиновых перчатках. При работе перчатки не должны быть загрязнены радиоактивными веществами. Перчатки снимают с рук таким образом, чтобы их изнанка всегда оставалась внутри.

В рабочих помещениях запрещается принимать пищу, курить, пользоваться косметикой, хранить домашнюю одежду и обувь.

В случае загрязнения кожи, рабочей одежды и поверхностей необходимо немедленно вымыть руки теплой водой с хозяйственным мылом, провести дезактивацию поверхностей растворами поверхностно-активных веществ (стиральный порошок, сульфанол) или комплексообразующих соединений (аминополикарбоновые кислоты, лимонная, щавелевая кислоты и др.). Спецодежду стирают в специальных прачечных и затем подвергают дозиметрическому контролю.

Профилактика внутреннего облучения предполагает радиационный контроль, который осуществляет сотрудник радиологического отделения, прошедший специальную подготовку. Контролируют мощность дозы всех видов излучений на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории учреждения, индивидуальные дозы облучения персонала, загрязнения рабочих поверхностей, оборудования, кожных покровов и одежды персонала, содержание радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе. Также осуществляется наблюдение за сбором и удалением радиоактивных отходов. Применяют разнообразную дозиметрическую аппаратуру для измерения мощности доз ионизирующего излучения и уровня загрязнений, а также индивидуальные дозиметры для оценки доз облучения работающих с источниками ионизирующего излучения.

Цель медицинского контроля — выявление лиц, имеющих противопоказания для работы с ионизирующим излучением, а также обнаружение ранних признаков лучевого поражения.

Периодические медицинские осмотры проводятся не реже 1 раза в год, в случае переоблучения сотрудника или в аварийных ситуациях медицинское обследование осуществляется по показаниям.

В отделениях открытых радионуклидов широко используют меченые атомы для диагностических и лечебных целей. С помощью генераторов высокой активности получают различные меченые соединения короткоживущих радионуклидов непосредственно в медицинских учреждениях. Это позволяет исключить доставку радиоактивных веществ в больницу, не проводить некоторые радиационно опасные процедуры, сократить время на обследование больных. В настоящее время объем радиодиагностических исследований с помощью генераторов короткоживущих радионуклидов увеличивается.

Короткоживущие радионуклиды получают в специальном генераторе, устройство которого весьма просто. В стеклянной колонке на алюминиевой подложке закрепляется радиоактивный нуклид-производитель, например молибден-99 или олово-113. Сверху в колонку нагнетают изотонический раствор хлорида натрия. Благодаря избыточному давлению происходит как бы вымывание короткоживущих радионуклидов в этот раствор (элюат). Затем элюат фильтруют, набирают в шприц и вводят больному. Вся конструкция генератора заключена в свинцовый футляр.

Элюат используется для диагностики нарушений кровообращения и визуализации полостей сердца. Можно использовать коллоидные соединения (меченый желатин, альбумин, железоаскорбиновый комплекс) для диагностики заболеваний внутренних органов и головного мозга.

Вклад в суммарную дозу облучения этой рабочей операции невысок. Дозы облучения врачей при эксплуатации генераторов в среднем составляют 1-2 мЗв/мес, медсестер — 2-2,5 мЗв/мес. Конструкция генераторов постоянно совершенствуется, что приводит к дальнейшему снижению мощностей доз на рабочих местах и сокращению длительности процедур.

В радиологических отделениях открытых радионуклидов велика доля диагностических процедур с использованием йода-131 и золота-198. Индивидуальная доза облучения медицинского персонала при манипуляциях с этими радионуклидами невелика, среднемесячные дозы облучения кистей рук персонала не превышают допустимых уровней. Однако в радиологических лабораториях отмечаются случаи радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и перчаток персонала. Поскольку коэффициент перехода радионуклидов с перчаток на кожный покров рук составляет 7-8% для индия-113м и до 20% для йода-131, возникает опасность внутреннего облучения персонала. Эта опасность потенциально увеличивается при использовании открытых радиоактивных источников для внутритканевой терапии. Чаще всего для этой цели используются растворы или коллоидные взвеси йода-131, золота-198 и фосфора-32.

Соединения радиоактивного йода и фосфора вводят внутрь в расчете на их накопление в критических органах. Коллоидные взвеси радиоактивного золота чаще вводят непосредственно в пораженную ткань или опухоль. В онкологических отделениях количество радионуклидов, вводимое одному больному, может достигать значительных величин. В общетерапевтических и специализированных отделениях (эндокринологические, гематологические) применяют только растворы йода-131 и фосфора-32 и в меньших количествах. Уровни облучения медицинского персонала разных отделений значительно колеблются, что определяется не только количеством радионуклида, но и видами рабочих операций с ним.

Все работы с открытыми радиоактивными источниками делятся на несколько этапов: выгрузка из машины доставленного в отделение транспортного контейнера с радиоактивным веществом, его перенос в хранилище, вскрытие транспортного контейнера, перегрузка первичной упаковки с радиоактивным веществом в рабочий контейнер, его транспортировка из хранилища в фасовочную, где проводится подготовка препарата к использованию (фасовка, стерилизация), далее транспортировка подготовленных препаратов из фасовочной в процедурную, где препарат вводят больному. Затем больного транспортируют в палату, где происходит его обслуживание, удаление радиоактивных биологических отходов, смена белья (белье доставляют в специальное помещение для выдержки в течение определенного времени в соответствии с периодом полураспада радионуклида и отправляют в прачечную). Персонал осуществляет также сбор твердых радиоактивных отходов, дезактивацию инструментария и рабочей обстановки. Все виды работ выполняют с использованием защитного оборудования, экранирующих устройств, контейнеров для сбора и хранения радиоактивных отходов, средств индивидуальной защиты и дозиметрической аппаратуры.

Величина дозовых нагрузок у персонала будет зависеть от вида рабочей операции и времени ее выполнения. Как показали исследования, среднемесячные дозы облучения всего тела у врачей в отделениях открытых радионуклидов составляют 0,3-1,5 мЗв. Локальные дозы облучения кистей рук колеблются от 10 до 14 мЗв/мес. Доза облучения глаз врачей за счет бета-потоков при работе с радиоактивным золотом может составить 0,7-1 мЗв/мес.

В лечебной практике широко используются радоновые ванны. В 60 физиотерапевтических отделениях больниц проводится радонотерапия. На курортах радоновые источники естественного происхождения, в городах используют искусственные радоновые ванны.

Радон является продуктом распада радия, его получают в специальных кустовых радоновых лабораториях. С этой целью раствор радия помещают в специальный барботер, где образуется радон, насыщающий определенный объем воды. Из барботера раствор радона переливают в бутыли и встряхивают до полного растворения газа. Далее этот концентрированный раствор фасуют в порционные склянки, каждая из которых рассчитана на одну ванну. Эти склянки в специальной упаковке доставляют в учреждения, где отпускают радоновые ванны. Основным радионуклидом радоновой ванны является газ — радон-222, дающий альфа-излучение с периодом полураспада 3,8 дня. Кроме радона в воде содержатся дочерние продукты его распада с периодом полураспада не более 26,8 мин.

В радоновых лабораториях основную опасность для персонала представляет внешнее гамма-излучение от барботеров и бутылей с концентрированным раствором радона и внутреннее — в результате загрязнения воздуха альфа-активным радоном и продуктами его распада.

Мощность дозы гамма-излучения при приготовлении раствора радона различна, но не превышает допустимых величин.

Концентрация радона в воздухе также невысокая и обычно составляет 0,1-0,3 ПДК. Загрязненность альфа-активными радионуклидами рабочих поверхностей не превышают 3-5 альфа-частиц/(см2 мин). Кожные покровы рук персонала, как правило, не загрязнены.

Таким образом, при современных методах использования радиоактивных веществ в медицинской практике основную радиационную опасность представляет внешнее облучение. Известную опасность для окружающих могут представлять больные, получившие медицинские процедуры с радиоактивными веществами в поликлинических условиях.

Например, при амбулаторном лечении радиоактивным йодом мощность дозы гамма-излучения от щитовидной железы больного, получившего 3,7х107 Бк йода-131, на 2-е сутки составляет около 5 мкЗв/ч на расстоянии 0,5 м. С начала 2-х суток мощность дозы уменьшается и к 5-м суткам имеет практически незначительную величину. Это значит, что некая опасность внешнего облучения от такого больного может сохраняться лишь в течение первых 2 сут после приема радиоактивного йода. При большей активности принятого радиоактивного йода значительные уровни загрязнения отмечались на полу в санузлах и на одежде больных.

Амбулаторное лечение радиоактивным йодом возможно при назначении на курс строго регламентированного количества радионуклида, использовании индивидуальной постели и предметов туалета, исключении приготовления пищи для членов семьи и тесного контакта с маленькими детьми.

Сроки выписки больных должны быть приурочены к моменту, когда мощность дозы на расстоянии 1 м от больного не будет превышать допустимых уровней.

Радиологическое отделение открытых радионуклидов является источником образования сточных вод, в которых содержатся радиоактивный йод и фосфор. Известно, что с выделениями больного в 1-е сутки удаляется около 35-40% введенной активности. Один больной в течение 48 ч может выделить значительное количество радионуклида, для разведения которого до допустимых концентраций потребуется от 1000 до 38 000 м3 воды. В радиологических отделениях устраивают несколько отстойников-смесителей объемом, сопоставимым с суточным расходом воды в течение 2-4 сут, где сточные воды выстаиваются и разбавляются с целью снижения концентрации радиоактивных веществ до величин, приближающихся (в пределах одного порядка) к ПДК. После контрольных измерений сточные воды спускают в общегородскую канализацию.

Организация медицинского обслуживания лиц, работающих с источниками ионизирующих излучений

Предварительные и периодические медицинские осмотры лиц, работающих с источниками ионизирующих излучений. Эта деятельность регламентируется соответствующим законодательством: приказом Минздравмедпрома РФ от 14 марта 1996 г. № 90 «О порядке предварительных и периодических медицинских осмотров работников и медицинских регламентах допуска к профессии»; приказом Минздравсоцразвития РФ 2004 г.№ 83 «Об утверждении перечня вредных и/или опасных производственных факторов и работ, при выполнении которых производятся предварительные и периодические медицинские осмотры (обследования)».

При предварительном медицинском осмотре (медицинском освидетельствовании) в настоящее время решаются следующие задачи:

сбор исходных данных о состоянии здоровья работающих, которые необходимы для получения информации о характере и причине возможных последующих отклонений от нормы;
недопущение к работе лиц, контакт которых с источниками излучения может вызвать у них расстройство здоровья или обострить и ухудшить течение имеющегося заболевания.

Материалы предварительных медицинских осмотров, в которых принимают участие терапевт, невропатолог и окулист (могут привлекаться гинеколог, отоларинголог и др.), служат также исходными материалами при оценке возможных изменений в состоянии здоровья работающих в будущем.

Цели периодических медицинских осмотров следующие:

раннее распознавание и профилактика различных общесоматических заболеваний, в том числе препятствующих работе с источниками ионизирующих излучений;
клиническая оценка общего состояния работающих различных профессиональных групп, необходимая для обоснованной системы лечебно-профилактических мероприятий и организации диспансерного наблюдения и рационального трудоустройства;
своевременное выявление начальных отклонений профессионального характера, выбор и проведение необходимых, в основном профилактических, мероприятий, предотвращающих их прогрессирование.

В соответствии с общей характеристикой условий труда (для работающих) и уровнями облучения (население) весь контингент может быть подразделен на несколько групп с определенным объемом медицинского наблюдения за каждой из них. Для оценки доз облучения от внешних источников и лиц, в организм которых могут поступать различные нуклиды, как правило, выделяют 3 группы работающих по уровню профессиональной лучевой нагрузки. Они в основном соответствуют прогнозируемой характеристике состояния их здоровья. Иногда по сочетанию или своеобразию условий труда формируют еще 1-2 группы.

При выявлении у работающих функциональных изменений, обусловленных специфическим фактором, в целях уточнения диагноза или проведения лечения обследуемые направляются в клиники институтов профзаболеваний, медицинских институтов и другие лечебные учреждения. Основные данные предварительных и периодических медицинских осмотров, а также результаты динамического наблюдения за состоянием здоровья работающих и другие сведения кратко регистрируют в амбулаторной карте.

Результаты динамического наблюдения за состоянием здоровья лиц, работающих с ионизирующими излучениями, врач обязан систематически анализировать и не реже 1 раза в год представлять отчет на специальное совещание с участием администрации предприятия.

На основании данных проведенного периодического медицинского осмотра намечают лечебно-профилактические и санитарно-гигиенические мероприятия. Лечебно-профилактические мероприятия включают:

диспансерное наблюдение за выделенной группой работников (или конкретно за 1 работником);
рекомендации по поводу направления в санаторий, дом отдыха, профилакторий;
рекомендации по поводу назначения диетического питания;
указание о необходимости временного или постоянного изменения характера работы (с рекомендацией рационального трудоустройства); предоставления внеочередного отпуска;
рекомендации по поводу режима труда и отдыха.

Целью санитарно-гигиенических мероприятий является улучшение условий труда на производстве.

Охрана окружающей среды от загрязнения радионуклидами

Благодаря проведению комплекса мероприятий по охране окружающей среды от радиоактивных загрязнений на объектах, где ведутся работы с радионуклидами, дополнительное облучение населения во много раз меньше, чем принятые допустимые величины НРБ-99/2009.

Подтверждением этого могут служить результаты оценки радиационной обстановки в районах размещения таких объектов, на которых находятся радиоактивные отходы в значительных количествах. Например, результаты контроля радиационной обстановки окружающей местности Белоярской и Нововоронежской АЭС в течение ряда лет свидетельствуют о том, что их эксплуатация не сопровождается накоплением радиоизотопов (в частности, 90Sr и 137Cs) в почве и продуктах питания местного производства (кар- тофель, капуста, молоко, злаки и т.д.) по сравнению со средними величинами по стране и данными, полученными до пуска в эксплуатацию этих электростанций. Это послужило основанием для органов санитарного надзора разрешить использовать санитарнозащитные зоны указанных станций для сельскохозяйственных целей. Дозы дополнительного внешнего облучения вокруг санитарнозащитньгх зон (за счет 41Аг) по сравнению с естественным фоном оказались несущественными. Таким образом, осуществление ряда мероприятий по охране окружающей среды от радиоактивных загрязнений при проектировании, строительстве и эксплуатации даже таких мощных источников радиоактивных отходов, как АЭС, предотвращает неблагоприятные изменения радиационной обста- новки прилегающих районов и создает требуемые условия радиационной безопасности для населения.

Охрана окружающей среды от радиоактивных загрязнений обеспечивается следующими мерами:

использованием совершенной технологии производства, которая сводит к минимуму количество образующихся радиоактивных отходов и предупреждает их утечку (герметизация процессов, связанных с образованием радиоактивных газов и аэрозолей, применение оборотного цикла водоснабжения и т.д.);
методами обезвреживания, централизованного сбора и хранения радиоактивных отходов;
организацией санитарно-защитных зон и планировочными мероприятиями.

Методы обезвреживания радиоактивных отходов

В настоящее время с целью предупреждения загрязнения окружающей среды радионуклидами допускается сброс отходов с такой активностью, уровень которой предупреждает возможность поступления в организм человека искусственных радионуклидов в количестве, превышающем предел их годового поступления для отдельных лиц из населения или предел дозы внешнего облучения от присутствия в воздухе радионуклидов аргона, криптона, ксенона и короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода.

К радиоактивным отходам относятся растворы, изделия, материалы, биологические объекты, содержащие радионуклиды в количестве, превышающем величины, установленные действующими санитарными правилами (СПОРО-2002) и не подлежащие дальнейшему использованию. К радиоактивным отходам относятся также отработавшие источники ионизирующих излучений.

Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

Жидкие радиоактивные отходы — органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, не подлежащие дальнейшему использованию, в которых суммарная объемная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения, приведенные в приложении НРБ-99/2009.

Твердые радиоактивные отходы — отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего применения материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов превышает минимально значимую удельную активность, приведенную в приложении НРБ-99/2009. При неизвестном радионуклидном составе твердые отходы считаются радиоактивными, если их удельная активность более

• 100 кБк/кг — для β-излучающих радионуклидов;

• 10 кБк/кг — для α-излучающих радионуклидов;

• 1 кБк/кг — для трансурановых радионуклидов.

Газообразные радиоактивные отходы — не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах.

Радиоактивные отходы с известным радионуклидным составом подразделяют по удельной (объемной) активности на 3 категории.

Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов представлена в табл. 7.4.

Таблица 7.4. Классификация радиоактивных отходов

γ-Излучающие отходы неизвестного состава считаются радиоактивными, если мощность поглощенной дозы у их поверхности (0,1 м) превышает 0,1 мГр/ч над фоном.

Для предварительной сортировки твердых отходов рекомендуется использовать уровень радиоактивного загрязнения (табл. 7.5) и мощность дозы γ-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности:

• низкоактивные — 0,001 до 0,3 мГр/ч;

• среднеактивные — от 0,3 до 10 мГр/ч;

• высокоактивные — более 10 мГр/ч.

Таблица 7.5. Классификация РАО по уровню радиоактивного загрязнения, част/(см2-мин)

На объектах, где ведутся работы с радионуклидами, разрешается удалять вентиляционный воздух без очистки, если его активность на выбросе не превышает ДОАнорм для воздуха рабочих помещений. При этом уровень внешнего и внутреннего облучения отдельных лиц из населения не должен превышать предела дозы, установленного для этой категории населения.

Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух должен подвергаться перед выбросом в атмосферу очистке на эффективных фильтрах. При работах I и II классов, когда суммарная активность удаляемых газов и аэрозолей может достигать значительного уровня, предусматриваются, кроме фильтров, выбросные трубы, высота которых должна обеспечивать снижение загрязнения атмосферного воздуха до величин, не превышающих ДОА для населения и пределов доз внешнего и внутреннего облучения этой категории населения, предусмотренных НРБ-99/2009.

В том случае, когда выполнить указанные выше условия невозможно, отходы, содержащие радионуклиды, должны быть переработаны таким образом, чтобы их радиоактивность была снижена до требуемого уровня.

Единственным окончательным решением проблемы отходов является полный естественный распад содержащихся в них радиоактивных продуктов. Методы, которые применяют при переработке отходов, можно условно разделить на две категории.

К I категории относится выдержка-хранение отходов в условиях, обеспечивающих абсолютную безопасность для здоровья людей до тех пор, пока все или почти все радионуклиды не распадутся.

Выдержка во времени — уникальный способ снижения активности отходов. Обычно при наличии в отходах смеси радиоактив- ных элементов максимальный срок выдержки устанавливают по изотопу, имеющему наибольший период полураспада, а сам срок принимают равным 10 периодам полураспада (например, для отходов, содержащих 131I, 82 дня). За это время существенно снижается удельная активность отходов (примерно в 1024 раза), почти всегда обеспечивающая возможность последующего их выпуска в хозяйственно-фекальную канализацию (при жидких отходах).

Твердые отходы, уровень активности которых при хранении снижается до допустимых величин, в дальнейшем удаляют, как обычный мусор. Если присутствуют долгоживущие изотопы, то отходы необходимо хранить в течение многих лет в герметичных контейнерах, снабженных защитой. Поскольку такое хранение возможно только при больших экономических затратах, а количество отходов достигает значительного объема, этот метод требует предварительного извлечения радионуклидов из отходов, их концентрирования с помощью различных способов и последующего надежного хранения концентратов.

Метод, относящийся ко II категории, предусматривает разбавление при малом объеме и низкой удельной активности отходов до ничтожно малого уровня активности, не представляющего опасности для здоровья населения. Кроме того, этот способ пригоден при наличии реальных условий для разбавления. Однако хотя этот метод и привлекает своей простотой и дешевизной, он часто неприменим на практике, особенно для высокоактивных и средне- активных отходов. Так, например, для разбавления до допустимого уровня активности 1 м3 жидких отходов при их активности по 131I, равной 0,74 МБК/л, требуется около 10 000 м3 воды. Понятно, что в подобных случаях метод разбавления неэффективен.

В зависимости от агрегатного состояния радиоактивных отходов применяют различные способы их переработки.

Методы обезвреживания удаляемых в атмосферу выбросов, содержащих радионуклиды

Для очистки воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей чаще всего рекомендуются следующие способы:

фильтрация на тонковолокнистых полимерах в виде тканей (для аэрозолей);
фильтрация на насадочных фильтрах (для аэрозолей);
абсорбция растворами;
абсорбция газов на твердых сорбентах;
выдержка во времени.

Учитывая малый размер радиоактивных аэрозолей, для их извлечения из газовых потоков обычно применяют фильтрацию на тонковолокнистых полимерах с высокой эффективностью с помощью рамочных фильтров, снабженных тканями ФПП или ФПА.

Ткань ФПП представляет собой слой ультратонких волокон перхлорвинила, нанесенный на марлевую основу; ткань ФПА состоит из ультратонких волокон ацетилцеллюлозы. Ткань ФПП выдерживает температуру газового потока не более 60С, она устойчива к воздействию кислот, щелочей, разрушается маслами и некоторыми органическими растворителями: хлорированными углеводородами, ацетоном и др. Ткань ФПА выдерживает температуру до 150С, устойчива к действию органических растворителей типа пластификаторов, разрушается под действием кислот, щелочей, ряда органических растворителей типа дихлорэтана, ацетона.

В зависимости от диаметра волокон ткани маркируют, например ткани ФПП-15, ФПА-25 и др. Цифра, стоящая после ее названия, указывает диаметр волокон в микрометрах, условно увеличенный в 10 раз. С уменьшением толщины волокон и увеличением слоя ткани возрастает коэффициент очистки. Высокоэффективные волокнистые материалы (типа ФПП-15) позволяют задерживать частицы размером до 0,08 мкм с эффективностью до 99,9%.

Недостатком фильтров с тканью из тонковолокнистых материалов является их малая пылеемкость. При накоплении на ткани фильтров пыли до 70-80 г/м2 резко возрастает их сопротивление потоку воздуха и снижается эффективность обеспыливания. Поэтому указанные фильтры используют в качестве самостоятельной системы очистки при содержании пыли в газовых потоках не более 0,5 мг/л; при большем количестве пыли в выбросах устанавливают предварительные насадочные фильтры (фильтры грубой очистки).

Для грубой очистки рекомендуются фильтры либо с волокнистой, либо с зернистой насадкой. В фильтрах с волокнистой насадкой стекловолокно имеет диаметр волокон 15-25 мкм, а лавсановое волокно — 20 мкм. Фильтрующая способность и сопротивление волокнистых фильтров зависят от плотности их набивки, толщины слоя и диаметра волокон. В том случае, когда в выбросах содержатся химические вещества, образующие в результате конденсации на поверхности фильтра твердую корку из растворимых соединений, эффективны волокнистые фильтры с увлажнением.

В фильтрах с зернистой насадкой применяют такие материалы, как песок, опилки, крошка из резины, графита, пластмасс. Размер зерен крошки для заполнения фильтров — 1-6 мм.

Эффективность очистки газовых потоков от пыли на фильтрах с волокнистой или зернистой насадкой зависит от характера аэрозолей; улавливание аэрозолей конденсации достигает 98%, эффективность задержки аэрозолей дезинтеграции значительно ниже — до 85%. При нарастании сопротивления фильтра с волокнистой насадкой его заменяют. Фильтр с зернистой насадкой заменяют после неоднократного рыхления набивки и повторного его применения до тех пор, пока рыхление набивки не перестанет давать нужный эффект снижения сопротивления фильтра. Фильтрационные установки, включающие группы фильтров, обычно размещают в специальных камерах, в которых все операции, связанные со сменой фильтров, выполняют автоматические устройства. При очистке выбросов, содержащих γ-активные вещества, предусматривается необходимая биологическая защита.

Очистку воздуха и газов от радиоактивных аэрозолей и грубодисперсной пыли можно осуществлять также с помощью абсорбции жидкостью или специальными растворителями. Жидкостную очистку производят в абсорбентах скрубберного типа, в которых загрязненный газ движется навстречу тонко распыленной жидкости. В отдельных случаях загрязненный газ просто пропускают через слой жидкости для охлаждения и удаления грубодисперсной пыли.

В последнее время жидкостную очистку воздуха и газов от пыли осуществляют в пенных аппаратах, в которых абсорбция происходит намного интенсивнее, чем в слое барботируемой жидкости. Более интенсивный процесс абсорбции в этом случае обусловлен увеличением площади контакта газа и жидкости за счет образования пены. При использовании пенного аппарата эффективность очистки воздуха или газа от пыли достигает 97-99,3%.

Радиоактивные газы улавливают фильтры-адсорбенты, заполненные активированным углем. Радиоактивные инертные газы могут быть также адсорбированы активированным древесным углем, но при низкой отрицательной температуре, создаваемой с помощью жидкого азота или специальных холодильников.

Для извлечения из воздуха радиоактивного йода используют каустические адсорбенты (с эффективностью до 80%).

В отдельных случаях при содержании в газообразных отходах значительного количества короткоживущих радионуклидов и при малом объеме отходов газы сжимают с последующим их хранением в специальных емкостях — газгольдерах.

Методы переработки жидких радиоактивных отходов

В настоящее время выбор схемы переработки жидких радиоактивных отходов обусловлен, во-первых, удельной активностью отходов и их объемом, во-вторых, качественным составом жидких отходов как по изотопам, так и по другим компонентам. Конечной целью этих методов является концентрирование радионуклидов для дальнейшего отверждения.

Для удаления радионуклидов из жидких отходов наиболее широко используются дистилляция, осадительные методы, коагуляция и ионный обмен, выпаривание.

Дистилляция — простой и надежный способ обработки жидких радиоактивных отходов. При упаривании растворов радионуклиды концентрируются в небольшом объеме невыпарного остатка. Степень очистки растворов (отношение концентрации радиоактивного материала в исходном растворе к концентрации его в дистилляте) при данном методе достигает 10 000 и более. Появление в дистилляте радионуклидов может быть обусловлено возгонкой некоторых изотопов (например, 103Ru, 131I) и выносом капель и частиц паром при пенообразовании. С целью предупреждения подобных явлений устанавливают специальные системы выпарных аппаратов, в конструкцию которых включаются дополнительные фильтры, а жидкость перегоняют при определенном рН и добавлении различных соединений.

Из осадительных методов наибольшее распространение получили реакции соосаждения. Так, при содово-известковом умягчении воды с целью извлечения из раствора 90Sr наблюдается соосаждение стронция с кальцием за счет образования смешанных кристаллов нерастворимых солей. Поэтому для достижения высокой эффективности удаления стронция необходимо рН раствора доводить до минимальной величины. При первичной реакции умягчения обычно удаляется до 80-90% стронция; при повторных процессах, когда добавляют и удаляют небольшое количество кальция в несколько стадий, содержание стронция уменьшается каждый раз на 80-90%. Таким образом, при многократной обработке активность жидкости по 90Sr может быть уменьшена на 99,9%.

Сущность процесса коагуляции заключается в том, что при добавлении в раствор различных химических веществ (чаще всего сульфата алюминия) нарушается стабильность коллоидов и образуются выпадающие в осадок хлопья, которые адсорбируют, улавливают и собирают на своей поверхности взвешенные вещества. Эффективность извлечения радионуклидов из жидких отходов с помощью этого метода во многом зависит от изотопного состава присутствующих в растворе веществ, их физико-химического состояния и рН среды.

Коагуляция — малоэффективный метод очистки отходов от рас- творенных в них радионуклидов, за исключением катионов III, IV и V групп периодической системы Д.И. Менделеева (в том числе и редкоземельных элементов). Этот способ более эффективен для удаления радионуклидов, взвешенных в форме частиц. Обычно при коагуляции активность жидкости, обусловленная присутствием взвешенных частиц, уменьшается на 97-98%, а активность, связанная с растворенными в воде изотопами, — на 40-81%. Следует отметить, что при возрастании рН раствора эффективность их удаления повышается. Оптимальное значение рН в этом случае составляет примерно 11,5.

В качестве коагулянтов на практике могут быть использованы гидроокись железа, фосфаты, дубильная кислота с известью, суль- фат алюминия с добавлением глины и др.

Для ионного обмена используют синтетические органические смолы — катиониты (КУ-1, КУ-2, КУ-5, СБС, СМ-12) и аниониты (МН, ТН, ММГ-1, ЭДЭ-10, АВ-17). При нескольких ступенях ионообменных фильтров коэффициент очистки жидких отходов от различных изотопов составляет от 100 до 10 000. Эффективность снижения удельной активности отходов при ионном обмене в значительной мере зависит от их состава. Наличие в воде механических примесей, жиров, масел может снижать эффект обмена за счет уменьшения численности пор в смоле (осадки и мыла), обволакивания зерен смолы (масла) и др. Количество нейтральных солей, присутствующих в фильтрате, влияет на срок высокоэффективной работы ионообменных фильтров. При значительном их содержании время эксплуатации фильтров сокращается (так как процесс ионного обмена неспецифичен и на смолах задерживаются стабильные элементы), поэтому ионный обмен осуществляется на заключительном этапе обработки отходов. После насыщения ионообменные фильтры, как правило, подвергают регенерации, промывая их кислотами (в случае катионита) и щелочами (в случае анионита) или другими реагентами в зависимости от химической структуры ионообменных смол. В результате такой обработки радионуклиды из ионитов переходят в регенерационные растворы.

В последние годы ведутся интенсивные исследования в области разработки новых физико-химических методов очистки, среди которых наиболее перспективны электродиализ, объединяющий электролиз и диалитическую диффузию, экстракция, кристаллизация, флотация и пенное отделение.

В практике снижения активности сточных вод широко распространены биологические методы, разработанные на основе следующих положений В.И. Вернадского:

• природные фунты и взвеси (глина, почвы, илы) обладают по отношению к большинству элементов, образующихся при делении урана, высокой сорбционной способностью и малой десорбцией;

• большинство пресноводных организмов, особенно планктон и перифитон, имеют исключительно высокий коэффициент накопления по отношению к большинству химических элементов, которые присутствуют в воде в крайне низкой концентрации;

• большинство пресноводных организмов устойчивы к воздействию излучения.

Существует несколько способов биологической переработки отходов:

медленная фильтрация через песчаные фильтры;
фильтрация через биофильтры;
обработка в аэротенках;
снижение активности в окислительных прудах.

При медленном просачивании раствора через песчаную загрузку фильтра в самом верхнем слое песка образуется тончайшая илистая пленка, состоящая из биомассы. Эта пленка и выполняет основную задачу извлечения радионуклидов из воды. Снижение активности в этом случае связано с сорбцией и поглощением биологической пленкой растворимых радионуклидов и является функцией исходной активности воды, меняясь от 75 до 95%.

Сточные воды, поступающие на биофильтры, проходят аэрируемый слой загрузки, в качестве которого служат гравий, антрацит и др. Как и в медленных фильтрах, загрузка биофильтра со временем покрывается тонкой пленкой биологического ила, задерживающей взвешенные, коллоидные частицы и растворенные формы радионуклидов.

В аэротенках благодаря введению в них предварительно аэрированного, стабилизированного «активного» ила все процессы окисления органических веществ значительно интенсифицированы, а для поддержания высокого окислительного потенциала аэротенков в них периодически продувается воздух. В процессе окисления растворенные и взвешенные в сточной жидкости радионуклиды эффективно поглощаются илом.

Эффективность удаления радионуклидов из сточных вод при обработке на аэротенках в зависимости от изотопного состава ко- леблется от 5-13% для 24Na, до 84% для 32Р и 98% для 144Се.

Окислительные пруды обычно используют для обработки сточных вод в тех районах, где климатические условия благоприятны для фотосинтеза. В этих прудах под влиянием солнечного света происходит бурное развитие микроорганизмов и водорослей, которые разрушают органические соединения. При этом процессы превращения органических веществ и их усвоения биомассой сопровождаются поглощением изотопов: например, степень поглощения биомассой 32Р достигает 93%, 90Sr — 33%.

К недостаткам биологических способов можно отнести длительность и сложность процессов, малую эффективность удаления из отходов Sr, Ru, I, Cs, отрицательное влияние носителей. Кроме того, при применении аэротенка образуется большое количество шламов, безопасное захоронение которых — сложная самостоятельная задача. Наконец, окислительные пруды могут представлять собой определенную потенциальную опасность для окружающей местности вследствие миграции радионуклидов.

Приведенное выше краткое описание различных способов переработки жидких радиоактивных отходов свидетельствует о том, что к настоящему времени разработаны условия, позволяющие в определенной степени решить важную задачу охраны окружающей среды — предупредить поступление радионуклидов в биосферу в количестве, превышающем допустимую величину, извлечением из отходов.

Вместе с тем многообразие форм применения радио- нуклидов, обусловливающее часто сложный изотопный состав и различную удельную активность отходов, их химический состав и физико-химическое состояние и, наконец, объем, естественно, не дает возможности предложить какой-то один универсальный способ переработки отходов. В зависимости от конкретных условий работы с радионуклидами, количества отходов и их качественного состава применимы либо отдельные способы, либо, чаще, их комбинации, позволяющие получить нужный эффект при минимальных экономических затратах.

Так, например, сточные воды радиологических отделений больниц, в которых используют для лечебных целей 198Au, 32P, 131I, собирают в специальные сборники, заполняемые поочередно, причем срок накопления каждого из них составляет 90-100 сут. Таким образом, сточные воды могут быть выдержаны в одном из резервуаров в течение более чем 10 периодов полураспада по 131I. В результате этого удельная активность отходов снижается до такого уровня, что они становятся безопасными и могут быть сброшены в систему хозяйственно-фекальной канализации без какойлибо дополнительной обработки.

Для урановых гидрометаллургических заводов была решена проблема предупреждения загрязнения окружающей среды за счет массивных поступлений отходов с низкой удельной активностью. Обычно вблизи каждого уранового завода строят специальное хвостохранилище — комплекс сооружений, состоящий из гидротранспорта, водозаборных устройств, дренажных систем, отстойных прудов и подпорных дамб, который предназначен для складирования твердых отходов, осветления жидких сбросов и осуществления оборотного цикла водоснабжения. По способу воздействия дамб и укладки рудных хвостов хранилища подразделяют на намывные дамбы (в процессе эксплуатации возводят гидронамывом) и хранилища с насыпными дамбами (отсыпку дамб производят механическим способом из крупных фракций рудных хвостов, а илистые фракции гидротранспортом подаются в прудки-отстойники). В прудках-отстойниках или водоемах хвостохранилищ происходит осветление жидкой части пульпы за счет оседания взвешенных в ней частиц, чем создаются условия для повторного промышленного использования осветленной воды.

В хвостохранилищах предусматривают устройства для перехвата фильтрационных вод, просачивающихся через дамбу и ложе хра- нилища, водоупорные глиняные экраны, водопонизительную сеть скважин и дренажей, перехватывающие каналы и т.д. Площадь одного хвостохранилища может составлять 100 000-250 000 м2. Глубина рудных кеков в таких хранилищах от 1,5 до 8 м и более в зависимости от устойчивости дамбы, а количество хранимого рудного материала может достигать 1 000 000 т. После накопления хвостохранилище осушают и консервируют, засыпая толстым слоем земли и сажая деревья.

Таким образом, в период эксплуатации хвостохранилища водное зеркало предупреждает образование радиоактивной пыли, а последующая консервация позволяет предупредить миграцию радионуклидов, содержащихся в рудных хвостах. Однако следует отметить, что в процессе эксплуатации хвостохранилищ происходит непрерывная фильтрация их вод в водоносные горизонты.

Объем инфильтрационных вод зависит от площади хвостохранилища, высоты слоя жидкости, характера подстилающих грунтов и, по расчетам, может достигать 1000 м3 в сут- ки, а миграция урана в подземных водных потоках прослеживается до 20-100 км. Следовательно, инфильтрация загрязненных вод с хвостохранилищ может в значительной мере изменить физикохимический состав грунтовых вод.

Примером дифференцированного отношения к отходам разного качественного состава может служить схема переработки жидких отходов на атомных станциях. Так, сточные воды из спецпрачечной и хранилищ ТВЭЛ, обмывочные воды проходят такие этапы обработки, как коагуляция, отстаивание, фильтрация через песчаный фильтр с последующей дистилляцией и возвращением воды на повторный цикл. Сточные воды душевых после коагуляции, отстаивания и фильтрации через песок дополнительно пропускают через ионообменные смолы и сбрасывают в хозяйственнофекальную канализацию.

Методы отверждения жидких радиоактивных отходов

Для отверждения концентратов используют битумирование, цементирование, остекловывание.

Под битумированием понимают включение радиоактивных отходов в твердый инертный материал на основе асфальтенов и битумов. Основной принцип технологии битумирования состоит во включении радиоактивных шламов и солей в битумы путем отгонки влаги с получением после охлаждения твердых компаундов. Главным достоинством битума, используемого для включения в него радиоактивных отходов, является его гидроизолирующая способность. Процесс отверждения радиоактивных отходов путем включения их в битум обеспечивает достаточно прочную фиксацию радионуклидов. Коэффициент сокращения объема при битумировании в среднем равен 2. Обычно скорость вымывания солей из битумно-солевого компаунда равна 10-5-10-4 г/(см2-сут). Битумно-солевой компаунд превосходит цементные блоки по химической стойкости по отношению к воде.

Основными недостатками битумирования являются пожароопасность его продуктов, а также низкий объем сокращения, невысокая радиационная стойкость конечного продукта и возможность его биодеградации.

Цементирование. Включение в цемент — один из основных методов отверждения как гомогенных (кубовых остатков), так и гетерогенных (пульпы) отходов. Причина широкого распространения цементирования — негорючесть и отсутствие пластичности отвержденного продукта, а также простота его проведения. Кроме того, бетон обладает отличной стойкостью к облучению и довольно высокой теплопроводимостью.

Цементирование имеет недостатки:

• сравнительно невысокая степень включения отвержденных компонентов в цемент, что приводит к увеличению объема отвержденных продуктов;

• наличие большого количества воды в отвержденном продукте;

• выщелачивание радионуклидов и солей при контакте с водой.

Исследования химической стойкости включения радионуклидов в цементную массу показывают довольно высокую скорость выщелачивания при контакте с водой, что вызывает необходимость соз- дания надежной гидроизоляции хранилищ. Следует помнить, что прочность цементного камня зависит от количества включенных в него солей.

Одним из вариантов решения проблемы изоляции радиоактивных отходов является включение их в стекло. По сравнению с другими матрицами стекла обладают рядом несомненных преимуществ: они гомогенны, изотропны, непористы, химически достаточно инертны, включение в структуру стекла продуктов деления обусловливает их прочное фиксирование. Однако стекла при повышенной температуре легко девитрифицируются, что может привести к переходу радионуклидов в окружающую среду (самопроизвольная кристаллизация). При остекловывании существенно сокращается объем отходов. Так, заключение в стекло радиоактивных отходов от переработки 1 т топлива на основе природного урана сокращает объем до 14 л, а от переработки окисного топлива водо-водяного энергетического реактора — до 70 л. Содержание оксидов в стекле при этом достигает 20-30% (по массе). Установлено, что объем остеклованных отходов в 3,7 раза меньше отходов при включении в битум и почти в 10 раз меньше объема цементных блоков.

На данном этапе развития технологии единственными матрицами, нашедшими практическое применение в мире и России, являются боросиликатные и алюмофосфатные стекла.

Наряду с остекловыванием для обезвреживания радиоактивных отходов применяется керамика на основе глины, оксидов или син- тезированная.

При переработке твердых отходов осуществляют технологические операции по изменению форм и уменьшению объемов. Твердые радиоактивные отходы перерабатываются методами измельчения, прессования и сжигания. При прессовании объем отходов сокращается в 2-10 раз, а при сжигании — в 20-100 раз.

В печах сжигают самые разнообразные отходы: древесину, целлюлозно-бумажные, растительного происхождения, резину, остатки масел, нефти и т.д. При сжигании образуются агрессивные газы (хлор, хлористый водород, фтористый водород и т.д.), поэтому для футеровки топок используют огнеупорную керамику.

Образующиеся в процессе обработки жидких, твердых и газообразных отходов высокоактивные концентраты в виде осадков, регенерационных растворов, кубовых остатков, золы отверждевают и подвергают захоронению на специальных пунктах.

Металлические твердые радиоактивные отходы дезактивируют или переплавляют. К повторному использованию допускается металл с удельной активностью, не превышающей величин, указанных в ОСПОРБ-99. Отработавшие источники ионизирующих излучений включаются в металлическую матрицу непосредственно в хранилищах колодезного типа.

Способы изоляции радиоактивных отходов

Пункт длительного хранения радиоактивных отходов — это предприятие, которое объединяет ряд функциональных подразделений, обеспечивающих централизованный сбор, удаление (транспортировку) и захоронение радиоактивных отходов. Такие пункты, как правило, создаются для захоронения отходов крупного промышленного района, города, области. Централизованная система сбора, удаления и захоронения отходов позволяет с высокой степенью надежности исключить поступление радионуклидов в окружающую среду и тем самым обеспечить выполнение жестких требований санитарного законодательства.

Современный подход к долгосрочной изоляции радиоактивных отходов предусматривает создание сооружений, в которых отходы размещают без намерения извлечения, но с такой возможностью (хранилище). На этих пунктах размещаются различные типы сооружений для хранения (захоронения) радиоактивных отходов:

хранилища (траншейные, траншейные облицованные, котлованные, стволовые, бункерные);
специализированные здания, специально оборудованные помещения;
хранилища отработавшего топлива (приреакторные, внереакторные, бассейны выдержки; сухие при регенерационных заводах, транспортных реакторах на специальных судах);
площадки (грунтовые, асфальтированные, с другими покрытиями, специальные для хранения реакторных отсеков атомных подводных лодок);
подземные сооружения шахтного типа, буровые скважины;
хвостохранилища (наливного типа, намывного типа), отвалы (добычи руд, содержащих естественные радионуклиды, забалансовых руд), шламонакопители, пульпоранилища;
водоемы-накопители, отдельно стоящие емкости для жидких отходов;
полигоны глубинного захоронения жидких отходов. Основными элементами хранилища являются:
крупногабаритные железобетонные отсеки, железобетонный массив с ячейками для бочек или другие помещения, расположенные на железобетонном основании;
система барьеров, которая должна противодействовать поступлению атмосферных осадков, поверхностных вод и миграции выщелачиваемых радионуклидов и их выходу в окружающую среду.

На объектах, где ведутся работы с радионуклидами, жидкие и твердые радиоактивные отходы обычно собирают в специальные приемники-контейнеры, конструкция которых определяется характером радиоактивных отходов. Приемники-контейнеры после заполнения должны находиться в специально оборудованном помещении с гладким, имеющим наклон и трап полом, со стенами, отделка которых позволяет обмывать их водой; здесь при необходимости дополнительно упаковывают отходы.

Дозиметристы приемной службы пункта захоронения проверяют герметичность и прочность упаковок, интенсивность γ-излучения и нейтронного излучения от них, загрязненность радионуклидами. Мощность дозы излучения от контейнера с радиоактивными отходами не должна превышать 100 мкЗв/ч на расстоянии 1 м. Разрешение на вывоз отходов дают только при полном соответствии упаковок требованиям инструкций и правил. Отходы на пункт захоронения транспортируют на специальных автомашинах с защитой кабины водителя. Водитель осуществляет дозиметрический контроль за порядком размещения упаковок с отходами в кузове автомобиля; загрузка его прекращается, если мощность излучения с наружной стороны кузова достигает 2 мкЗв/ч, а в кабине водителя — 28 мкЗв/ч.

После доставки радиоактивных отходов на пункт захоронения они могут подвергнуться переработке (например, сжиганию, цементированию и др.). Подготовленные таким образом (или без всякой предварительной подготовки) отходы сбрасывают в специальные подземные емкости (могильники). После заполнения могильников сверху устраивают бетонное перекрытие, позволяющее герметизировать их и обеспечить условия, предупреждающие переоблучение персонала.

В основе планирования пунктов захоронения лежит принцип разделения всей территории на «грязную» и «чистую» зоны. В «грязной» зоне размещают комплекс подземных резервуаров для захоронения отходов и установки для их переработки, в «чистой» зоне — здания и сооружения вспомогательных служб (котельная, гаражи, помещения дежурного персонала и др.). На границе указанных зон располагаются санпропускник и здание для дезактивации транспортных средств и оборудования с сооружениями по очистке радиоактивных обмывочных вод.

Размещение пунктов захоронения определяется их назначением — навсегда (или, по крайней мере, на многие сотни лет) изолировать радиоактивные отходы от окружающей среды и тем самым предупредить возможную миграцию содержащихся в отходах радионуклидов. Поэтому пункты захоронения устраиваются на достаточном удалении от населенных мест, на территориях, не имеющих в обозримом будущем перспектив хозяйственного или любого другого использования. Геологический профиль отводимых под пункты захоронения участков должен быть представлен рыхлыми средне- и мелкозернистыми породами (пески, супеси, суглинки, глины) с низким стоянием грунтовых вод. Наиболее благоприятен для размещения пунктов равнинный, но несколько всхолмленный тип рельефа местности. В этом случае уровень грунтовых вод на возвышенности в силу естественного дренирования находится на значительной глубине и устройство пунктов захоронения на возвышенности позволяет с высокой степенью надежности (даже при разрушениях инженерных барьеров) предупредить за счет фиксации изотопов в грунте попадание радионуклидов в грунтовые воды. Для обеспечения надежности захоронения радиоактивных отходов емкости строят из железобетонных конструкций. При их заполнении в жидкие отходы можно добавлять цемент, в этом случае бетонируются также промежутки между твердыми отходами.

Чтобы исключить вредное влияние пунктов захоронения радиоактивных отходов на условия проживания населения, вокруг них создаются санитарно-защитные зоны. Территорию пунктов захоронения обносят оградой с предупреждающими знаками и охраняют.

Удаление радиоактивных отходов в недра земли

В связи с высокой стоимостью переработки образующихся на предприятиях атомной промышленности жидких радиоактивных отходов в отдельных случаях их удаляли в недра земли. Так, на атомном заводе в Хенфорде (США) только с 1944 по 1960 г. было удалено в грунт более 1,4?108 м3 жидких радиоактивных отходов. Отходы с удельной β-активностью менее 1850 Бк/л сбрасывались в фильтрующие болота и пруды, отходы с активностью до 222 МБк/л — в поглощающие траншеи и колодцы. За распространением радиоактивных загрязнений в горных породах и подземных водах на территории завода велся постоянный контроль, бурили скважины и исследовали образцы грунта, взятого на разных глубинах.

Установлено, что благодаря благоприятным гидрогеологическим условиям района Хенфорда (платообразная местность, приподнятая над уровнем р. Колумбия, низкое стояние грунтовых вод — на глубине 70-100 м, высокая ионная емкость грунтов, значительное удаление района от зоны дренажа грунтовых вод) на большие расстояния (до 13 км) перемещался только тритий, содержание которого в грунтовой воде на границе этой зоны было равно 3 Бк/л. Общая β-активность грунтовых вод в непосредственной близости от колодцев составляла от 3700 Бк/л до 222 МБк/л, а в несколько удаленных местах — 55 Бк/л. β-Активность грунтовых вод пре- имущественно была обусловлена присутствием 106Ru, но иногда на расстоянии до 350 м от колодцев отмечали небольшое количество 60Со, 90Sr и l37Cs — в пределах 37 Бк/л.

Другим примером удаления жидких радиоактивных отходов в грунт могло служить атомное предприятие в Саванна-Ривер, расположенное на прибрежной равнине Атлантического океана (США). Район размещения предприятия состоит из песков, имеющих сравнительно малую сорбционную способность. Уровень грунтовых вод находится на глубине от 8 до 20 м. Выше этого уровня, на глубине 1,5-8 м, отмечались локальные водонасыщенные породы. В открытые фильтрующие бассейны удаляли жидкие отходы с низким содержанием радионуклидов от 5 реакторов, 2 химических заводов и установок тяжелой воды. Результаты ис- следований показали, что в радиусе 30 м от бассейна в локальных насыщенных породах обнаруживали удаляемые в бассейны изотопы. В основном водоносном горизонте β-активность грунтовых вод не превышала 18,5 Бк/л. По данным на январь 1962 г., 90Sr находили в грунтовой воде на расстоянии не более 250 м от границ бассейна.

Жидкие радиоактивные отходы удаляли в грунтовые воды на атомном предприятии в Чок-Ривер в Канаде. Пробы грунтовых вод из контрольных скважин на этом объекте свидетельствуют о том, что радиоактивные продукты распространяются от поглощающих устройств на расстояние до 60 м.

Таким образом, в зависимости от конкретных гидрогеологических условий, объема и радиохимического состава отходов характер и степень загрязнения радионуклидами имеют определенные особенности.

Жидкие радиоактивные отходы удалялись в межпластовые горизонты. Преимущество применения для этих целей глубоких водоносных горизонтов, содержащих пресные или слабоминерализованные воды, заключается в том, что, во-первых, они часто характеризуются значительной водоприемной особенностью и, во-вторых, имеют хорошую гидродинамическую изоляцию от верхних водоносных горизонтов. Основным недостатком такого способа захоронения отходов является загрязнение подземных вод, представляющих собой общенародное достояние. Поэтому при решении вопросов об использовании указанных горизонтов для удаления в них радиоактивных отходов необходима сравнительная оценка выгоды этого мероприятия и того ущерба, который будет нанесен водным ресурсам данного района.

Критерием возможности удаления отходов в межпластовые горизонты служила их изолированность. Под изолированностью поглощающих горизонтов понимают совокупность показателей, характеризующих глубину их залегания и степень их перекрытия толщами глин, скорость водообмена и сорбционную способность водоносных пород. При оценке гидродинамической изолированности горизонтов учитывают также возможность закачки того или иного объема отходов без нарушения естественного режима подземных вод.

Радиоактивные воды предлагалось удалять в отработанные шахты горнодобывающей промышленности, в частности шахтные выработки соли (подвергаясь под землей постоянному сжатию, эта соль обладает текучестью, поэтому соляные толщи абсолютно водоупорны. Однако при закачке в соляные полости отходов с высокой удельной активностью возможны закипание растворов и растворение кровли соляных выработок).

В настоящее время имеются сообщения о возможности захоронения радиоактивных отходов в отработавших нефтяных скважинах и др.

В любых случаях при удалении жидких радиоактивных отходов в недра Земли необходимо соблюдать следующие основные санитарные требования:

• предупреждать выход загрязненных радионуклидами подземных вод в местах их дренирования;

• следить за тем, чтобы радионуклиды не проникали в воду водозаборных скважин, окружающих участок удаления радиоактивных растворов;

• предупреждать возможное загрязнение радионуклидами разрабатываемых и перспективных месторождений полезных ископаемых;

• сохранять естественный режим подземных вод.

В нашей стране, где охрана подземных вод проводится в общегосударственном масштабе, устройство поглощающих колодцев и скважин для захоронения радиоактивных отходов запрещено документами законодательного характера. Оно может быть в отдельных случаях осуществлено с разрешения Минздравсоцразвития РФ.

Удаление радиоактивных отходов в моря и океаны

В ряде стран, в первую очередь в США и Англии, практиковалось удаление радиоактивных отходов в моря и океаны. Так, в США с 1946 г. отходы с низким уровнем активности, поступающие из научно-исследовательских центров, смешивали с цементом, помещали в стальные емкости объемом 210 л и сбрасывали в воды Атлантического и Тихого океанов. Общее число емкостей, захороненных в 1964 г. в океаны, составило около 45 000, а суммарная их активность к моменту захоронения достигала 814 ТБк. В 1961 г. Комиссия по атомной энергии США обследовала 2 места захоронения радиоактивных отходов у берегов Калифорнии. При оценке радиоактивности многочисленных проб воды, взятых у дна зон захоронения, оказалось, что уровень ее не отличается от уровня радиоактивности воды контрольных участков.

В течение ряда лет в Уиндскейле (Англия) жидкие радиоактивные отходы удаляли в Ирландское море по трубопроводу, выходящему в море примерно на 3 км от берега. Гидрологические и радиобиологические исследования английских ученых в зоне выброса позволили определить, что в данном случае можно было сбрасывать от 740 ТБк до 3,7 ПБк в месяц, не опасаясь существенного изменения удельной активности морской воды и гидробионтов.

Организация санитарно-защитных зон, зон наблюдения и радиационный производственный контроль

Вокруг радиационных объектов устанавливаются особые территории — санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (ЗН).

Санитарно-защитная зона — территория вокруг предприятия, на которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к предприятию, для которого установлена эта зона. СЗЗ является защитным барьером, обеспечивающим безопасность населения при эксплуатации радиационного объекта («Санитарнозащитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов: условия эксплуатации и обоснование границ» — СП 2.6.1.2216-07).

Зона наблюдения — территория, граничащая с СЗЗ, на которой уровень облучения проживающего населения за счет радиоактивных выбросов и сбросов предприятия (учреждения) может достигать установленного предела, что диктует необходимость проведения в ней контроля радиационной обстановки.

В соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 СЗЗ устанавливается вокруг радиационный: объектов I, II, III категорий. В отдельных случаях по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, СЗЗ радиационных объектов I и II категории может быть ограничена пределами территории (промышленной площадки) объекта, для объекта III категории СЗЗ всегда ограничивается периметром территории, занимаемой объектом.

Промышленная площадка (далее промплощадка) радиационного объекта является структурным элементом СЗЗ. Территория промплощадки может быть общей или устанавливается отдельно для каждого производства, входящего в состав радиационного объекта.

Критерием для определения размеров СЗЗ является непревышение на ее внешней границе годовой эффективной дозы облучения населения 1 мЗв или квоты предела годовой эффективной дозы облучения населения, утвержденной федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор на данном радиационном объекте в условиях его нормальной эксплуатации.

При размещении на одной площадке нескольких радиационных объектов размер СЗЗ устанавливается с учетом их суммарного воздействия на население.

Размеры СЗЗ (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для удаления жидких радиоактивных отходов устанавливается в зависимости от активности последних, рельефа местности, характера грунтов, глубины залегания трубопровода, уровня напора в ней и должны быть не менее 20 м в каждую сторону от трубопровода. В проекте ЗН радиационного объекта I категории должны быть определены размер и границы ЗН, объем, периодичность и приборно-методическое обеспечение радиационного контроля, проводимого в ЗН.

Размер ЗН может быть изменен на основе материалов радиационного контроля при нормальной эксплуатации радиационного объекта, а также в случае изменения размеров соответствующей СЗЗ.

Размеры СЗЗ и ЗН радиационных объектов, подлежащих обслуживанию Федеральным медико-биологическим агентством, могут быть изменены по постановлению Главного государственного санитарного врача Федерального медико-биологического агентства России в порядке, установленном данными правилами.

Радиационный контроль на территории СЗЗ и ЗН должен осуществляться службами радиационной безопасности, а также органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Организация радиационного контроля в СЗЗ и ЗН является составной частью системы радиационного контроля объекта, имеющая функциональные связи с остальными ее частями.

Оценка доз облучения населения, проживающего в ЗН, осуществляется органами Роспотребнадзора на основании данных радиационно-гигиенической паспортизации и ЕСКИД.

Радиационный контроль в СЗЗ и ЗН должен обеспечивать получение достоверной информации о параметрах радиационной об- становки, позволяющей принять оперативные решения, направленные на снижение уровня облучения людей как при нормальной эксплуатации радиационного объекта, так и в случае аварии.

Контроль радиационной обстановки в СЗЗ и ЗН в зависимости от реально действующих радиационных факторов включает:

• контроль мощности дозы γ-излучения;

• контроль загрязнения воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями;

• контроль поверхностного загрязнения территории радиоактивными веществами;

• контроль содержания радиоактивных веществ в почве, донных отложениях и воде открытых водоемов, грунтовых водах и биологических объектах;

• определение нуклидного состава радиоактивного загрязнения.

Организация радиационного контроля должна разрабатываться проектом СЗЗ и/или ЗН и определять виды и объем радиационного контроля, а также перечень необходимых дозиметрических, радиометрических, спектрометрических и других приборов, оборудования и методов, применяемых при осуществлении радиационного контроля, размещение стационарных приборов, точек постоянного и периодического контроля, состав необходимых помещений и т.п.

Контроль облучения персонала группы Б осуществляется групповым методом на основании измерения на рабочих местах мощности дозы внешнего излучения, плотности потока ионизирующих частиц и объемной активности аэрозолей воздуха.

Контроль уровней поверхностного загрязнения осуществляется как непосредственными измерениями на месте стационарными и переносными приборами, так и путем отбора проб.

Радиационный контроль проводится стационарными и передвижными постами, которые размещают на территории промплощадки, СЗЗ и ЗН.

В соответствии с СанПиН 2.6.1.07.03 число стационарных постов в зоне наблюдения зависит от численности населения.

В населенных пунктах следует устанавливать один пост через каждые 0,5-5,0 км с учетом рельефа местности и наличия других источников загрязнения.

За пределами ЗН с наветренной стороны от радиационного объекта I категории должен дополнительно устанавливаться контрольный пост наблюдения.

В составе службы радиационной безопасности объектов I-III категорий должна быть выделена лаборатория (группа) радиационного контроля внешней среды, аккредитованная в установленном порядке и обеспеченная соответствующими транспортными средствами (включая при необходимости плавсредства), а также комплектом стационарной и переносной пробоотборной и измерительной аппаратуры.

Лаборатория контроля внешней среды должна быть размещена в специальных помещениях.

Организация радиационного контроля в СЗЗ и ЗН должна обеспечивать функционирование базы данных индивидуального дозиметрического контроля персонала группы Б, а также параметров радиационной обстановки.

Организация дозиметрического контроля населения, проживающего в ЗН радиационного объекта I категории, и обеспечение функционирования базы данных индивидуального дозиметрического контроля осуществляются органами Роспотребнадзора.

Все приборы, аппаратура и методики радиационного контроля должны быть метрологически аттестованы.

Санитарно-дозиметрический контроль

Санитарно-дозиметрический контроль состояния окружающей среды включает выявление и паспортизацию источников загрязнения окружающей среды радионуклидами, установление мест образования радиоактивных отходов, характера их переработки, хранения и удаления, оценку миграции радионуклидов в окружающей среде, степени создаваемого ими загрязнения и уровней внешнего и внутреннего облучения.

Отделы (группы) радиационной гигиены организуют лабораторную работу по исследованию объектов окружающей среды, проводят инструктаж и контролируют работы по ликвидации последствий аварий в соответствии с существующими инструкциями.

В зависимости от технологии использования открытых источников на радиологических объектах санитарно-дозиметрическому контролю подлежат системы канализации, открытые водоемы, подземные источники, атмосферный воздух, выпадения, почва, наземная растительность, продукты питания.

Программа санитарно-дозиметрического контроля радиационного состояния окружающей среды зависит от конкретных условий и задач, стоящих перед отделами (группами) радиационной гигиены службы Роспотребнадзора.

Так, при образовании на радиологическом объекте жидких радиоактивных отходов, сбрасываемых в систему канализации, дается санитарное описание этой системы и путей удаления сточных вод от данного учреждения до открытого водоема, а также системы переработки жидких отходов, излагается качественная и количественная характеристики радиоактивных отходов и сточных вод.

С целью получения объективной информации о содержании радионуклидов в сточных водах, эффективности работы установок по переработке жидких радиоактивных отходов, степени их разбавления в канализационных коллекторах пробы сточных вод отбирают на каждом этапе, включая последний смотровой колодец коллектора учреждения и место спуска сточных вод в водоемы. Для получения более полных данных можно отбирать отложения, образующиеся на стенках трубопроводов, поверхности фильтров и т.д.

В дальнейшем пробы подвергают радиометрическому, спектрометрическому или радиохимическому анализу.

Санитарно-дозиметрический контроль состояния воздушной среды предполагает количественную и качественную оценку радиоактивных загрязнений атмосферного воздуха. Изучение технологии производства на объектах позволяет установить основные этапы, на которых образуются радиоактивные газы и аэрозоли, пути их удаления и методы переработки радиоактивных отходов. С целью оценки степени загрязнения атмосферного воздуха и дальности распространения радиоактивных веществ в районе расположения радиологического учреждения устанавливают пункты наблюдения, в которых отбирают пробы воздуха аспирационным и седиментационным методами. В отдельных случаях (при поступлении в воздух радиоактивных инертных газов, короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода) измеряют активность β- и γ-излучения и т.д.

Материалы санитарно-дозиметрического контроля в случае нарушения требований санитарного законодательства служат основанием для центров Роспотребнадзора принимать решительные меры для предупреждения загрязнения окружающей среды радионуклидами.

При оценке радиационной обстановки, складывающейся в окружении радиологических объектов в окружающей среде, основными критериями служат допустимые мощности дозы за пределами данного учреждения или его СЗЗ, предел дозы внешнего и внутреннего облучения для отдельных лиц из населения, допустимые концентрации радиоактивных изотопов в воздухе и воде наблюдаемых зон.

Важное место в работе, выполняемой центрами гигиены и эпидемиологии, занимает контроль радиационной обстановки, обусловленной глобальными выпадениями. Эти исследования одновременно выполняются рядом научно-исследовательских радиационно-гигиенических институтов, радиологическими лабораториями, группами системы гидрометеослужбы и ветеринарии. Благодаря комплексным исследованиям в этой области в нашей стране решен ряд важных вопросов по прогнозированию возможных последствий, обусловленных выпадениями, что имеет особо важное значение при аварийных и чрезвычайных ситуациях.

В настоящее время отделы и группы радиационной гигиены проводят большую работу по изучению влияния естественной активности на окружающую среду (контроль за строительными материалами, содержанием радона в воздухе жилых помещений, оценка радиационной обстановки на строительных площадках и т.д.).

Гигиенические мероприятия при радиационных авариях

Интенсивное развитие атомной энергетики и широкое использование разнообразных источников ионизирующих излучений в промышленности и медицине приводят в некоторых случаях к авариям.

Согласно действующим в нашей стране и за рубежом нормативным документам, радиационная авария — это потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Наиболее типичные случаи, связанные с авариями:

• сознательное использование или хранение источников ионизирующих излучений с нарушением требований, предусмотренных санитарным законодательством, или правил техники безопасности, создающее прямую возможность облучения лиц из населения или персонала и загрязнения окружающей среды;

• потеря, хищение источников ионизирующих излучений или радиационных установок и приборов;

• оставление источников ионизирующих излучений в скважинах;

• отказ радиационной техники, эксплуатируемой в промышленности, медицине, научно-исследовательских институтах и т.д.;

• неисправности на ядерных транспортных средствах (спутники, летательные аппараты, подводные лодки и т.д.);

• аварии и происшествия на АЭС и других предприятиях атомной индустрии.

Анализ материалов, отражающих частоту возникновения радиационных аварий, происшедших при эксплуатации источников ионизирующих излучений в различных отраслях, позволил выявить, что больше всего аварий наблюдается при эксплуатации радиоизотопных приборов (48% случаев), дефектоскопических установок (11,7%), в медицине (8,8%) и научно-исследовательских учреждениях и других сферах (20,5%). Были также выявлены причины аварий и средняя частота их возникновения.

Основной причиной аварий является нарушение требований санитарных правил и норм. Обращает на себя внимание то обстоятельство, что наибольшее количество аварий, связанных с отказом систем перемещения источника излучения, приходится на первые годы эксплуатации новых образцов. В дальнейшем, примерно через 2-3 года, число таких аварий резко сокращается, что можно объяснить доработкой конструкций этих изделий.

Анализ материалов показывает, что частота аварий наибольшая при эксплуатации дефектоскопических установок и γ-терапевтических аппаратов.

Характеристика и классификация радиационных аварий

Радиационные аварии, не связанные с АЭС, по их последствиям делят на 5 групп:

I — аварии, которые не приводят к облучению персонала и лиц из населения (выше ПД) или загрязнению производственной и окружающей среды, не создают реальной опасности переоблучения или загрязнения и требуют расследования причин их возникновения;

II — аварии, в результате которых персонал и лица из населения получили дозу внешнего облучения (выше ДП);

III — аварии, при которых была загрязнена производственная или окружающая среда (выше допустимого уровня — ДУ);

IV — аварии, в результате которых персонал и лица из населения получили дозу внешнего и внутреннего облучения выше значений, предусмотренных НРБ-99/2009;

V — аварии, в результате которых произошли внешнее и внутреннее облучение персонала и лиц из населения и загрязнение окружающей среды (группы III и IV настоящей классификации).

Основные мероприятия администрации при служебном расследовании и ликвидации радиационных аварий зависят от группы и масштабов происшедшей аварии. В то же время некоторые принципы их расследования являются общими. Во всех случаях руководитель объекта издает приказ о расследовании и ликвидации аварии.

В приказе должны быть определены:

состав комиссии (председатель, который должен занимать должность не ниже главного инженера или заместителя руководителя объекта);
план мероприятий по ликвидации аварии;
общие мероприятия по выделению необходимого количества персонала, оборудования, транспорта и т.д.;
согласование плана расследования и ликвидации аварии с территориальными органами санитарно-эпидемиологической службы и внутренних дел, МЧС РФ, Гостехнадзора РФ.

Одним из важнейших элементов при расследовании и ликвидации аварий является радиационный контроль, который обязан:

оценить степень воздействия ионизирующих излучений на персонал и отдельных лиц из населения;
определить уровень загрязненности окружающей среды, оборудования, спецодежды, производственных и жилых помещений.

При этом особое внимание должно быть обращено на:

выбор и оптимальное использование дозиметрической и радиометрической аппаратуры;
выбор режимов эксплуатации радиационной техники: установление места нахождения пострадавшего по отношению к источнику излучения, время его пребывания в поле излучения (для моделирования радиационной аварии);
объем радиационного контроля в зависимости от группы аварии.

Мероприятия по ликвидации радиационных аварий и их последствий

При проведении этих мероприятий основная задача заключается в том, чтобы в наиболее короткий срок:

предотвратить возможность дальнейшего воздействия ионизирующих излучений на персонал и отдельных лиц из населения;
выявить все возможные очаги загрязнения и пути распространения радиоактивного загрязнения;
предотвратить распространение радионуклидов в окружающую среду;
ликвидировать источник радиационной аварии;

устранить последствия радиационной аварии.

Мероприятия по ликвидации радиационных аварий II группы

Радиационные аварии, связанные только с внешним облучением, возникают при нарушении технологического цикла работы с закрытыми радионуклидами или эксплуатации радиационной техники, при отказе блокировочных и сигнализационных систем, а также требований радиационного контроля. Эти мероприятия включают:

выявление причин, приведших к радиационной аварии;
устранение неисправностей в радиационной технике, системах блокировок и сигнализации;
ориентировочную оценку уровня облучения и установление необходимости госпитализации пострадавших;
моделирование аварийных ситуаций с целью уточнения уровня облучения.

Мероприятия по ликвидации аварий III-V групп

Сразу же после обнаружения загрязненности радионуклидами производственные работы должны быть прекращены, выключены приборы и аппаратура.

Если авария произошла с порошкообразными радионуклидами, то, кроме этого, необходимо выключить все вентиляционные устройства, которые могут распространять радиоактивный порошок в другие помещения и за пределы территории.

После прекращения работ и выключения вентиляционных установок весь персонал должен покинуть загрязненную зону.

Участок радиоактивного загрязнения огораживают предупредительными знаками.

До проведения тщательной радиационной разведки ориентировочную границу аварийной зоны устанавливают с таким расчетом, чтобы за ее пределами не могли оказаться вторичные участки загрязнения.

На границе аварийного участка должен быть организован радиационный контроль рук и обуви. Для этой цели практически могут быть использованы все приборы.

Одежда и обувь, на которых при дозиметрическом контроле будет обнаружено загрязнение радионуклидами выше ДУ, должны быть оставлены в аварийной зоне. Данное требование распространяется как на специальную (рабочую), так и на личную верхнюю, нижнюю одежду персонала.

Лица, у которых при дозиметрическом контроле установлена радиоактивная загрязненность кожного покрова, обязаны пройти санитарную обработку.

Одновременно с этим необходимо установить тип и активность источника, послужившего причиной загрязнения. Для этого надлежит опросить работающих с излучателями, сверить учетные данные с наличием всех источников, имеющихся в учреждении.

Если эти мероприятия не позволяют определить радионуклид, являющийся источником загрязнения, должны быть применены различные физические и химические методы изотопного анализа.

При локальных загрязнениях окружающей среды используются следующие критерии вмешательства.

Уровень исследования — от 0,1 до 0,3 мЗв/год — это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется исследовать источник с целью уточнения величины годовой эффективной дозы и дозы, ожидаемой за 70 лет.

Уровень вмешательства — более 0,3 мЗв/год — такой уровень радиационного воздействия, при повышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимают органы Роспотребнадзора РФ с учетом:

местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и др.; промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и др.);
площади загрязненных участков;
возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровня радиационного воздействия на население;
мощности дозы γ-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;
изменения мощности дозы γ-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).

Дезактивационные работы на территории проводятся до тех пор, пока мощность экспозиционной дозы γ-излучения не будет соответствовать принятым Минздравом РФ величинам.

Раздел 4_ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ